ЛАБОРАТОРНЫЕ РАБОТЫ ПО АКТИВНЫМ МЕТОДАМ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ) В.Л. Ромода...

Author: В.Л. Ромоданов

13 downloads 163 Views 2MB Size Report

This content was uploaded by our users and we assume good faith they have the permission to share this book. If you own the copyright to this book and it is wrongfully on our website, we offer a simple DMCA procedure to remove your content from our site. Start by pressing the button below!
Report copyright / DMCA form

DOWNLOAD PDF

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)

В.Л. Ромоданов

ЛАБОРАТОРНЫЕ РАБОТЫ ПО АКТИВНЫМ МЕТОДАМ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений

Москва 2007

УДК 621.039.546(076.5) ББК 31.46я7 Р 70 Ромоданов В.Л. Лабораторные работы по активным методам неразрушающего контроля делящихся материалов: учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007. – 48 с. В учебном пособии приводится описание четырех лабораторных работ по определению содержания 235U в урановых образцах и ТВС ядерных реакторов РБМК и ВВЭР-440 с помощью активного метода контроля. Для этой цели используется внешний источник нейтронов, в качестве которого применяется импульсный нейтронный генератор. Рассматриваются основные физические методы, которые применяются в установках активного контроля делящихся материалов, такие, как определение состава делящихся материалов с помощью мгновенных нейтронов деления, запаздывающих нейтронов и пропускания тепловых нейтронов через образцы с различным содержанием 235U. Работы предназначены для студентов магистерской программы и относятся к проблеме неразрушающих методов контроля топлива ядерных реакторов и готовых изделий ядерной энергетики. Пособие подготовлено в рамках Инновационной образовательной программы. Рецензент канд. физ.-мат. наук, доц. В.К. Сахаров

ISBN 978-5-7262-0854-1

©

Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2007

СОДЕРЖАНИЕ

Классификация методов контроля содержания делящихся веществ в ядерных материалах .............................................................4 Лабораторная работа 1. Определение обогащения урановых образцов с помощью запаздывающих нейтронов ...........10 Лабораторная работа 2. Определение обогащения U в урановых образцах пропусканием через них тепловых нейтронов.............................................................................22

235

Лабораторная работа 3. Контроль обогащения 235U в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов с помощью импульсного нейтронного источника ............................32 Лабораторная работа 4. Измерение информативных параметров содержания 235U в неоднородных ТВС ядерных реакторов ...............................................................................41 Список использованной литературы..................................................46

КЛАССИФИКАЦИЯ МЕТОДОВ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ ВЕЩЕСТВ В ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛАХ Задачу определения содержания количества делящихся веществ в ядерных материалах необходимо решать на большинстве стадий их изготовления и обращения с ними. Это напрямую связано с безопасностью эксплуатации ядерно-энергетических установок, а также с проблемой нераспространения ядерного оружия. Такая задача решается в процессе производства ядерного топлива и его переработки, однако после того как изделие, содержащее делящееся вещество, переходит в стадию его эксплуатации, процесс контроля его реального состава становится значительно сложнее, так как изделия имеют защитные покрытия, например оболочки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Поэтому заводские методы контроля ядерного топлива, в том числе и радиохимические, практически невозможно использовать. Ввиду этого, встаёт задача создания методов неразрушающего контроля состава ядерных материалов в условиях, когда взять их пробу для анализа невозможно. Наиболее потенциально опасны делящиеся материалы 235U или 239 Pu, которые делятся под действием тепловых нейтронов и являются компонентами ядерного оружия. Большинство существующих методов неразрушающего контроля касаются определения их количества и изотопного состава в готовых изделиях ядерной энергетики или облученных образцах. Задача контроля состава ядерного топлива возникает при его транспортировке, передаче из одного пункта в другой, а также в системе учёта наличия ядерных материалов в зонах баланса предприятий атомной промышленности. В настоящее время общепризнанной является классификация неразрушающих методов контроля ядерных материалов, базирующаяся на физической и аппаратурной основе определения количественного и качественного состава ядерного излучения анализируемого изделия. Результаты такого анализа могут быть получены двумя принципиально различающимися путями. Это может быть на основе собственного излучения ядерного материала или излучения ядерного материала, индуцированного облучением образца внешним источником ионизирующего излучения. Первый метод 4

анализа ядерных материалов называется пассивным, а второй – активным. При этом размеры исследуемых образцов, их изотопный состав и плотность определяют возможности использования различных методов неразрушающего контроля. Существует принципиальная разница между пассивным и активным методами контроля, которая заключается в следующем. При пассивном методе анализа ядерного топлива, в котором используется информация от собственного α-, γ- или нейтронного излучения анализируемого вещества, не требуется применения каких-либо внешних источников облучения, что значительно упрощает конструкцию установок и процедуру измерений. Это является большим преимуществом, и поэтому большинство существующих в практике устройств основано на этом принципе. Однако собственное нейтронное излучение ранее необлучённых ядерных материалов может иметь малый выход, а фотонное излучение имеет слабую проникающую способность, что приводит к эффекту его экранировки внешними слоями делящихся материалов. Поэтому принципиальным недостатком пассивных методов контроля следует считать невозможность анализа тепловыделяющих элементов гетерогенной структуры, а также образцов с высоким обогащением и «толстых» образцов. Этот недостаток достаточно легко устраняется при активном метода контроля, так как подбор внешнего источника облучения образцов, его интенсивности и вида вторичного индуцированного излучения значительно увеличивают комбинаторные возможности анализа ядерного топлива. В качестве источников внешнего облучения используются источники с различным спектром нейтронов и гамма-квантов, что практически решает любую задачу контроля топлива. При этом в качестве источников нейтронов применяются также импульсные источники излучений в сочетании с замедлителями нейтронов, что позволяет получать в одной установке различные энергии нейтронов и тем самым значительно расширять число методов контроля ядерных материалов. При этом можно изменять степень экранировки делящихся материалов или использовать свойства резонансного поглощения нейтронов. В качестве источников нейтронов применяются радиоизотопные источники, ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц и нейтронные генераторы. Сочетание видов зондирующего и вторичного излучений с 5

конструктивным решением экспериментальной установки позволяет получать необходимую для заданных целей погрешность анализа ядерных материалов. При активном методе контроля используются понятия информативного параметра и дискриминационной (градуировочной) характеристики анализа топлива. Под информативным параметром понимается тот параметр вторичного излучения ядерного материала, по которому можно судить о количестве определяемого в эксперименте нуклида делящегося вещества. Информативным параметром может быть количество делений ядер анализируемого нуклида, число прошедших нейтронов или фотонов через образец, число запаздывающих нейтронов или любое сочетание этих или других величин, однозначно характеризующих состав исследуемых образцов. В этом случае дискриминационной характеристикой называется зависимость информативного параметра от величины, характеризующей содержание анализируемого нуклида в образце. Это может быть количество делящегося вещества или его изотопный состав, например, обогащение эталонных образцов. Каждый информативный параметр может при этом относиться к какой-либо энергии внешнего источника излучения или участку его спектра и не является абсолютным понятием, так как в разных установках одна и та же величина может быть или не быть информативным параметром. В каждом конкретном случае выбор информативного параметра соответствует целям анализа ядерного материала и конструктивными особенностями установки. При этом качество дискриминационной характеристики определяется её крутизной и погрешностью определения информативного параметра. Чем выше крутизна дискриминационной характеристики и меньше погрешность информативного параметра, тем больше градаций состава анализируемого изотопа можно различить в эксперименте. Поэтому наибольшее число градаций количества ядерного материала, определяемого в установке неразрушающего контроля, характеризует её чувствительность, а также возможность использования для определённых практических целей. Условная упрощенная классификация методов неразрушающего контроля ядерных материалов представлена на схеме.

6

Полупроводниковая гаммаспектрометрия Счёт совпадений

Детектирование нейтронов

Гаммаабсорбционный метод

Отклик наведённой активности

Временные отклики нейтронов

Источники гаммаили рентгеновского излучения

Нейтронная спектрометрия

Источники нейтронов (стационарные и импульсные)

Активные методы

Классификация методов неразрушающего контроля ядерных материалов

Интегральный счёт

Калориметрия

Сцинтилляционная спектрометрия

Детектирование гамма- или рентгеновского излучения

Пассивные методы

Методы неразрушающего контроля ядерных материалов

В лабораторных работах в качестве внешнего источника излучения используется импульсный нейтронный генератор (ИНГ). Поэтому все работы комплекса следует отнести к активному методу контроля делящихся материалов. В ряду источников нейтронов нейтронный генератор занимает особое положение ввиду того, что при сравнительной простоте своего устройства он даёт возможность получать достаточно высокий выход нейтронов и допускает различные способы его временной модуляции. В настоящее время наиболее мощные генераторы нейтронов в постоянном режиме позволяют получать выход нейтронов до 1013 нейтр./с. Это обстоятельство и возможность работы в разнообразных временных режимах выгодно отличает нейтронные генераторы от радиоизотопных источников нейтронов, особенно если учесть, что в выключенном состоянии он радиационно безопасен. По сути нейтронный генератор представляет собой ускоритель дейтонов на энергию от 100 до 400 кэВ, в котором нейтроны получаются при бомбардировке ускоренными ионами дейтерия мишеней, содержащих тяжёлые изотопы водорода. Основными реакциями для получения нейтронов при этом являются реакции взаимодействия ускоренных дейтонов с ядрами трития или дейтерия. При этом возникают моноэнергетические нейтроны с энергией 14,8 и 2,5 МэВ. Основными конструктивными элементами нейтронных генераторов являются следующие: • источник ионов дейтерия; • ускорительная трубка; • вакуумная система; • источник ускоряющего ионы дейтерия потенциала; • блоки управления источником ионов; • блоки временной модуляции выхода нейтронов; • тритиевые или дейтериевые мишени. В лабораторных работах применяется нейтронный генератор переносного типа, в котором реакция получения нейтронов реализуется в отпаянной вакуумной трубке, содержащей источник ионов, ускоряющую и вакуумную системы, а также тритиевую мишень. Блоки управления ионным источником и модуляцией нейтронного выхода позволяют получать импульсные потоки нейтронов с длительностью импульсов ∼ (1 – 20) мкс и с частотой их по8

вторения (40 – 1000) Гц. При этом выход нейтронов составляет величину ∼ (108 – 1010) нейтр./с. Сочетая нейтронный генератор, работающий в импульсном режиме, с различными типами замедлителей нейтронов, такими, как вода, графит и свинец, можно, используя особенности временного замедления нейтронов в этих средах, получать спустя некоторое время после вспышки источника нейтронов различные энергии зондирующего нейтронного излучения. Таким образом, если временной шкале поставить в соответствие энергию нейтронов, то в такой установке можно получить источник нейтронов с переменной энергией и тем самым значительно расширить круг возможных в активном методе контроля информативных параметров. Контрольные вопросы 1. Зачем нужны неразрушающие методы контроля ядерных материалов? 2. Как классифицируются методы неразрушающего контроля ядерных материалов? 3. В чём принципиальное отличие пассивных и активных неразрушающих методов? 4. Какие источники внешнего излучения можно использовать при активном методе контроля, в чем их преимущества и недостатки? 5. Что такое информативный параметр и дискриминационная характеристика? 6. Чем определяется качество дискриминационной характеристики? 7. Каковы преимущества импульсных источников нейтронов в установках неразрушающего контроля? 8. Что представляет собой нейтронный генератор как источник нейтронов в установках неразрушающего контроля?

9

Лабораторная работа 1 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНОВЫХ ОБРАЗЦОВ С ПОМОЩЬЮ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ Цель: экспериментальное определение обогащения «толстых» урановых образцов с помощью запаздывающих нейтронов. ВВЕДЕНИЕ При делении различных изотопов урана или плутония возникают мгновенные и запаздывающие нейтроны, которые резко отличаются как по времени своего вылета после акта деления, так и по количеству нейтронов в различных временных группах. Если вылет мгновенных нейтронов деления ядра происходит практически в момент расщепления ядра, то запаздывающие нейтроны наблюдаются спустя десятки секунд после этого. Несмотря на то что на каждый акт деления испускается малое, по сравнению с числом мгновенных нейтронов, число запаздывающих нейтронов, они играют большую роль в кинетике ядерных реакторов. Однако с точки зрения неразрушающего контроля тепловыделяющих сборок ядерных реакторов (ТВС) более важным является возможность сравнительно простого временного разделения мгновенных и запаздывающих нейтронов, с помощью которых можно идентифицировать различные нуклиды. Тем самым подсчёт числа запаздывающих нейтронов в различные моменты времени после акта деления позволяет определять количество делящихся и делимых нуклидов. Обычно на практике запаздывающие нейтроны идентифицируют шестью группами, имеющими различные периоды полураспада числа ядер их эмиттеров. В табл. 1.1 даны характеристики групп запаздывающих нейтронов при делении различных нуклидов тепловыми нейтронами (нечетные нуклиды) и нейтронами спектра деления (четные нуклиды).

10

Таблица 1.1 Групповой выход запаздывающих нейтронов на один акт деления Деление быстрыми нейтронами

Номер группы

Период полураспада, с

1

54 – 56

0,0006

0,0005

0,0002

0,0017

0,0005

0,25

2

21 – 23

0,0020

0,0035

0,0018

0,0074

0,0056

0,56

3

5–6

0,0017

0,0031

0,0013

0,0077

0,0067

0,43

4

1,9 – 2,3

0,0018

0,0062

0,0020

0,0221

0,0160

0,62

5

0,5 – 0,6

0,0003

0,0018

0,0005

0,0085

0,0093

0,42

6

0,17 – 0,27

0,0002

0,0007

0,0003

0,0021

0,0031

–

Деление тепловыми нейтронами 233

U

235

239

U

Pu

232

Th

238

U

Eнейтр, МэВ для 235 U

В последнем столбце табл. 1.1 дана средняя энергия спектра запаздывающих нейтронов различных групп для 235U. Если обозначить выход запаздывающих нейтронов на один акт деления для какой-либо группы нуклида как βi, то величина β = Σβi будет характеризовать полный выход запаздывающих нейтронов на один акт деления. Результаты такого суммирования представлены в табл. 1.2. Таблица 1.2 Полный выход запаздывающих нейтронов на один акт деления Деление тепловыми нейтронами 233

U

0,0066

235

U

0,0158

Деление быстрыми нейтронами

239

Pu

0,0061

232

Th

0,0495

238

U

0,0412

Из табл. 1.2 видно, что полные выходы запаздывающих нейтронов разных нуклидов имеют различные значения и могут служить в качестве информативного параметра в установках активного контроля. Кроме этого, характерные спектры запаздывающих нейтронов имеют среднюю величину энергии (0,2 – 0,6) МэВ, что видно 11

из рассмотрения последней колонки табл. 1.1. Это обстоятельство также можно учесть при регистрации запаздывающих нейтронов на фоне тепловых нейтронов. Следовательно, комплекс временных, спектральных и количественных характеристик запаздывающих нейтронов различных нуклидов позволяет построить установку неразрушающего активного контроля ядерных материалов. В лабораторной работе экспериментально определяется количество 235U или его обогащение в образцах в зависимости от характеристики содержания 235U в используемых эталонах. МЕТОД ИССЛЕДОВАНИЯ, АППАРАТУРА Рассмотрим один из методов определения количественных характеристик содержания делящихся веществ в урановых образцах с использованием запаздывающих нейтронов. В нем предполагается импульсное облучение образцов нейтронами источника, которые возникают в реакции Т(d, n). Рядом с образцом находится водородосодержащий замедлитель нейтронов источника в виде блока полиметилметакрилата (плексигласа). Во время эксперимента урановые образцы будут облучаться также и замедлившимися нейтронами, покидающими поверхность замедлителя нейтронов. Длительность нейтронных импульсов нейтронного генератора составляет ∼ 1 мкс при частоте их повторения 40 Гц. Замедление быстрых нейтронов источника после их вспышки в водородосодержащем замедлителе проходит за несколько микросекунд, и в дальнейшем исследуемый образец будет облучаться только тепловыми нейтронами. Это значит, что деление урана в образце будет иметь две временные стадии, которые отличаются спектрами зондирующих нейтронов. Сечение деления 238U имеет пороговый характер, и этот изотоп не может делиться тепловыми нейтронами. Наоборот, сечение деления 235U в области нейтронов низких энергий имеет большое значение, и поэтому практически деление этого изотопа будет происходить только спустя некоторое время после вспышки нейтронов источника. Поэтому на первой стадии число запаздывающих нейтронов, родившихся в урановом образце, будет определяться всеми изотопами урана, а на второй стадии только количеством 235U. Во время экспериментов нейтронами источника облучается также ещё один блок замедлителя со счетчиком тепловых 12

нейтронов, который служит мониторным трактом. Монитор удалён от урановых образцов так, чтобы нейтроны деления не попадали в него. Назначение монитора заключается в том, чтобы можно было нормировать число возникающих запаздывающих нейтронов на выход нейтронов нейтронного генератора. Это необходимо для сравнения результатов экспериментов, полученных в различных сериях экспериментов. Упрощенная схема временной зависимости плотности потоков тепловых нейтронов от времени в установке в логарифмическом масштабе, блок-схема эксперимента и схема экспериментальной установки представлены на рис.1.1 – 1.3. lnФ(t)

Импульсы быстрых нейтронов источника

Отклик нейтронов источника и мгновенных нейтронов деления урана

t

Отклик запаздывающих нейтронов 1 2

t Рис. 1.1. Временные зависимости плотности потока тепловых нейтронов, относящихся к различным источникам, в установке при облучении урановых образцов: 1 – образец в кадмиевом экране; 2 – образец без кадмиевого экрана

В эксперименте используются образцы делящихся материалов, представляющие собой металлические урановые составные цилиндры из шайб с различным обогащением 235U, максимальная величина которого равна 2,00 %. Высота составных цилиндров 120 мм, а их диаметр 31 мм. Все составные цилиндры набираются из отдельных шайб, и их смесь даёт образцы известного среднего обогащения урана (приближенно образцы считаются гомогенными). Все урановые шайбы имеют порядковые номера. Составные образцы в зависимости от размера и обогащения составляющих его шайб 13

приближенно имеют среднее по образцу обогащение 235U. На рис. 1.4 даны средние обогащения образцов, которые составлены из шайб с известным порядковым номером. Высоты урановых шайб различных номеров даны в табл. 1.3. Кадмиевый экран

Урановый образец

Свинец

Защита В4С Замедлитель

ФЭУ с 6Li сцинтиллятором

Борный счётчик Импульсный источник нейтронов

Блок управления нейтронным генератором

Генератор импульсов

Предусилитель

Блок управления

Пересчётное устройство


Временной анализатор

Блок высокого напряжения


Магистраль КАМАК

Персональный компьютер

Контроллер крейта

Рис. 1.2. Блок-схема эксперимента с использованием импульсного нейтронного генератора и анализом временной зависимости нейтронного потока для определения числа запаздывающих нейтронов 14

Фотоумножитель К регистрирующей аппаратуре

Сцинтиллятор с 6Li

Плексиглас


Кадмий Урановый образец


Свинец

Импульсный нейтронный генератор

Мониторный тракт Плексиглас Счетчик BF3 К регистрирующей аппаратуре

Рис. 1.3. Схема экспериментальной установки 15

Таблица 1.3 Номера шайб

1

20 – 26

2–6

7 – 19

Высота, мм

18

15

10

5

Эти образцы считаются эталонными и используются в экспериментах для построения градуировочной зависимости числа запаздывающих нейтронов от обогащения урановых образцов. Эта зависимость является дискриминационной характеристикой в этом методе неразрушающего контроля обогащения образцов. Информативным параметром при этом служит отклик запаздывающих нейтронов, нормированный на выход нейтронов нейтронного генератора с помощью мониторного тракта. В первой серии экспериментов облучаются все образцы, обогащения которых представлены на рис. 1.4. В этих экспериментах урановые образцы покрыты кадмиевыми экранами. Следовательно, тепловые нейтроны не могут облучать образцы, и деление урана в них происходит под действием нейтронов с энергией выше энергии кадмиевого резонанса в сечении поглощения кадмия, равной ∼ 0,46 эВ. Можно записать следующее выражение для отклика запаздывающих нейтронов, который будет детектироваться сцинтиллятором на основе 6Li: Nзап = εзап.быстр Фбыстр.(σf238β238γ238 + σf235β235γ235),

(1.1)

где εзап – эффективность регистрации запаздывающих нейтронов сцинтиллятором; Фбыстр – нормированный на показания монитора отклик плотности потока быстрых нейтронов, облучающий образец; σf238, β238, γ238, σf235 ,β235, γ235 – сечения деления, выходы запаздывающих нейтронов на один акт деления, относящиеся к области быстрых нейтронов и количества ядер делимых нуклидов в одном см3 «гомогенного» уранового образца. В данных экспериментах, когда число ядер 235U мало по сравнению с числом ядер 238U, а ядерные константы для разных изотопов урана не сильно отличаются для энергии быстрых нейтронов, выражение (1.1) приближённо может быть записано в следующем виде: Nзап ≅ εзап. быстр Фбыстр σf238β238γ238. 16

(1.2)

Эталонный образец № 1

1

2

Обогащение 0,71 %

3

4

5

6

7

8

9 10 11 12 13 14 15


2

3

17


4

5

7

20

6

8

9 10 18 11 12 13 14

Образец № 3 с «неизвестным» обогащением

12

3

20

4

5

21

6

7


20

7

21

20

21

22

9 10 11


8

22

9

23

10


17 18

8

24

11

25


22

23

24

25

26

Рис. 1.4. Схематическое изображение состава эталонных образцов и образца с «неизвестным» обогащением 235U. Обозначение обогащения – 0,71 %; – 2% 17

Во второй серии экспериментов строится та же градуировочная зависимость в случае, когда кадмиевые экраны отсутствуют. В этом случае число запаздывающих нейтронов будет определяться также и делением 235U тепловыми нейтронами, замедлившимися в замедлителе после импульса быстрых нейтронов. Тогда отклик запаздывающих нейтронов можно представить в виде Nзап ≅εзап. быстр Фбыстр σf238β238γ238 + εзап. тепл Фтепл σf235β235γ235. (1.3) В этом выражении приближение состоит в пренебрежении количеством запаздывающих нейтронов, возникающих вследствие деления 235U быстрыми нейтронами. Тогда разность в откликах запаздывающих нейтронов в двух сериях экспериментов можно отнести только за счёт деления 235U тепловыми нейтронами и представить в следующем виде: ∆Nзап ≅ εзап. тепл Фтепл. σf235β235γ235.

(1.4)

Получив экспериментально величину ∆Nзап (которая характеризуется различным содержанием 235U в образцах в зависимости от обогащения эталонных образцов), можно построить соответствующую градуировочную зависимость. После этого, измерив в таких же сериях экспериментов число запаздывающих нейтронов от образцов с неизвестным обогащением, можно, используя градуировочные зависимости, определить экспериментально обогащение этого образца. Если частота следования нейтронных импульсов такова, что число запаздывающих нейтронов самой быстрой группы не успевает существенно измениться в промежутке между импульсами быстрых нейтронов, то сцинтилляционный детектор будет регистрировать временную зависимость плотности потока тепловых нейтронов, состоящую из двух членов. Первый член экспоненциальный - соответствует нейтронам источника и нейтронам деления общего количества урана. Второй член представляет собой постоянную величину и характеризует запаздывающие нейтроны. Программное обеспечение позволяет разделить их и получить всю нужную в эксперименте информацию об отклике запаздывающих нейтронов.

18

ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Включить всю аппаратуру и прогреть её в течение 15 мин. 2. Установить необходимые параметры временного анализа и высокого напряжения на регистрирующей аппаратуре по согласованию с преподавателем. 3. Составить первый образец уранового стержня согласно рис. 1.4 и поставить его в экспериментальную установку, когда кадмиевый экран на образце отсутствует. 4. Включить нейтронный генератор и провести облучение образца в течение 4 мин. 5. Измерить временную зависимость плотности потока тепловых нейтронов в установке с помощью сцинтиллятора с 6Li, а также получить соответствующее число отсчетов мониторного тракта. Времена начала и конца регистрации временных зависимостей согласовать с преподавателем. 6. Повторить эту процедуру для всех эталонных образцов и образца с «неизвестным» обогащением, когда кадмиевый экран есть и когда он отсутствует. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ Результаты эксперимента по измерению временной зависимости плотности нейтронного потока нейтронов в экспериментальной установке представляются в виде комбинации спадающей экспоненциальной части, обусловленной нейтронами источника и мгновенными нейтронами деления урана и постоянной величины, соответствующей отклику запаздывающих нейтронов, т.е. Ф(t) = Аe-αt + Ф0,

(1.5)

где α – константа временного спада плотности потока тепловых нейтронов замедлителя установки, а Ф0 – отклик запаздывающих нейтронов. После того как будут получены экспериментальные временные зависимости плотностей потоков тепловых нейтронов в случаях с кадмиевым экраном и без него, построить, градуировочные графики информативных параметров от обогащения эталон19

ных образцов, с помощью программы «Определение информативных параметров и их погрешностей». Для этого необходимо: 1. Рассчитать число импульсов мониторного тракта для всех проведённых измерений. 2. Рассчитать число запаздывающих нейтронов для случаев, когда есть и когда отсутствует кадмиевый экран на урановых образцах. 3. Рассчитать число запаздывающих нейтронов, приходящееся на один импульс мониторного тракта, которое представляет в этих экспериментах информативный параметр. 4. Построить зависимости информативных параметров от обогащения эталонных образцов, когда есть и отсутствует кадмиевый экран. 5. Построить зависимость разности информативных параметров от обогащения эталонных образцов при наличии и отсутствии кадмиевого экрана. 6. Рассчитать все погрешности информативных параметров и нанести их на соответствующие графики. 7. Пользуясь градуировочными зависимостями, определить обогащение «неизвестного» образца и сравнить его со значением, которое рассчитывается исходя из его состава, приведенного на рис. 1.4 и в табл. 1.3. 8. Определить отклонение полученного результата от рассчитанного значения обогащения. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Каков механизм возникновения запаздывающих нейтронов? 2. Каким образом описывается временное поведение запаздывающих нейтронов? 3. Почему запаздывающие нейтроны могут быть использованы в активных методах контроля содержания делящихся веществ в качестве информативного параметра? 4. Какие нуклиды имеют наибольший и наименьший полные выходы запаздывающих нейтронов на один нейтрон деления? 5. Какие средние величины энергии спектров запаздывающих и мгновенных нейтронов? 20

6. Для чего необходимо в этой работе использование импульсного источника нейтронов? 7. Какие особенности деления различных изотопов урана используются в этой работе? 8. Объясните общую схему эксперимента и блок-схему его аппаратурной части. 9. Объясните возможность приближений, введённых в формулы (1.1) – (1.4). 10. Зачем необходимо введение кадмиевого экрана? 11. Зачем вводится свинец в экспериментальную установку?

21

Лабораторная работа 2 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОБОГАЩЕНИЯ 235U В УРАНОВЫХ ОБРАЗЦАХ ПРОПУСКАНИЕМ ЧЕРЕЗ НИХ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ Цель: экспериментальное определение обогащения «толстых» урановых образцов с помощью пропускания через них тепловых нейтронов. ВВЕДЕНИЕ Ядерно-физические свойства 235U и 238U в некоторых областях энергий нейтронов имеют кардинальное отличие, и это можно использовать для определения состава образцов ядерных материалов. Так, резонансная структура сечений этих изотопов урана сильно отличается, но для того чтобы в полной мере реализовать эту особенность, необходим источник моноэнергетических нейтронов. Например, такой источник можно создать на базе ускорителя Ван де Граафа. Однако вся установка становится громоздкой и мало приспособленной для серийных измерений. Поэтому можно предложить более простой способ определения количества 235U в образцах, основанный на свойстве порогового характера сечения деления 238U. Известно, что сечение деления 238U имеет порог в области энергий нейтронов ∼ 1 МэВ, в то время как аналогичная величина для 235U в тепловой области энергий нейтронов имеет значение на уровне сотен барн. Кроме того, поглощение тепловых нейтронов в 235 U значительно больше, чем в 238U. Поэтому полные сечения этих изотопов в области энергий тепловых нейтронов так сильно различаются, что число прошедших тепловых нейтронов через образцы с различным содержанием 235U может быть информативным параметром в установках активного контроля. Для создания установки, в которой достаточно просто реализуется спектр тепловых нейтронов, возможно использовать сочетание какого-либо замедлителя со стационарным источником быстрых нейтронов. Однако в спектре тепловых нейтронов, получаемом на некотором расстоянии от источника быстрых нейтронов, имеется 22

присутствие некоторой доли незамедлившихся нейтронов, что ухудшает условия интерпретации экспериментальных данных. Хотя на больших расстояниях от стационарного источника быстрых нейтронов возможно получение подавляющего числа тепловых нейтронов, но при этом плотность потока тепловых нейтронов может быть недостаточной для проведения экспериментальных исследований с хорошей статистикой. Применение импульсных источников быстрых нейтронов открывает перспективу создания интенсивных потоков тепловых нейтронов без примеси эпитепловых нейтронов. Преимущество импульсных источников нейтронов заключается в том, что в сочетании с различными замедлителями, спустя некоторое время после импульса нейтронов источника они образуют в замедлителе спектр тепловых нейтронов, определяемый температурой используемого замедлителя. В случае использования водородосодержащего замедлителя, спустя несколько микросекунд после импульса быстрых нейтронов источника, реализуется достаточно интенсивный источник тепловых нейтронов, принципиально не имеющий фона быстрых нейтронов. Поэтому применение портативных генераторов нейтронов с выходом до (108 – 1010) нейтр./с позволяет реально построить простую установку активного контроля содержания 235U, где в качестве информативного параметра используется скорость счета тепловых нейтронов, прошедших через урановый образец. МЕТОД ИССЛЕДОВАНИЯ, АППАРАТУРА В работе используется импульсный источник нейтронов совместно с водородосодержащим замедлителем нейтронов – полиметилметакрилатом (плексигласом). Длительность нейтронных импульсов источника составляет 1 мкс, частота их повторения – 40 Гц. Рассмотрим временное поведение нейтронов источника и его отклика в замедлителе нейтронов. После окончания процесса замедления плотность потока тепловых нейтронов в замедлителе уменьшается благодаря процессам поглощения и утечке нейтронов из замедлителя. При этом плотность потока нейтронов можно представить в виде суммы экспонент с различными показателями. После установления асимптотического спектра нейтронов временное изменение плотности потока тепловых нейтронов происходит 23

по экспоненциальной зависимости с одним показателем. Так как после прохождения процессов замедления и термализации нейтронов, вплоть до появления следующего импульса нейтронов источника, быстрых нейтронов в установке не может быть, то в установке образуется источник тепловых нейтронов, который принципиально не имеет фона быстрых нейтронов. Графически это рассмотрение представлено на рис. 2.1. lnФ(t) Быстрые нейтроны источника

t Тепловые нейтроны в замедлителе

Область суммы экспонент и перегрузок аппаратуры Область термализации нейтронов

Ф(t) = Aexp(–αt) Область одной экспоненты

Область диффузии нейтронов с асимптотическим спектром

t

Рис. 2.1. Реализация источника тепловых нейтронов без фона быстрых нейтронов на основе импульсного источника нейтронов

Следовательно, если расположить анализируемые образцы ядерных материалов между блоком замедлителя и счётчиком тепловых нейтронов, то, включая счётчики в заданный временной промежуток после окончания импульса быстрых нейтронов, можно измерять число тепловых нейтронов, прошедших через образцы. Для понимания сущности такого эксперимента рассмотрим его упрощённую модель. Представим исследуемый образец в виде урановой пластины, состоящей из 235U и 238U, на которую падает парал24

лельный пучок тепловых нейтронов, так как это показано на рис. 2.2. Параллельный пучок тепловых нейтронов, Ф0

Образец 235 U + 238U

Счётчик тепловых нейтронов К системе регистрации

d

Рис. 2.2. Принципиальные основы эксперимента по пропусканию нейтронов через делящийся образец

В случае применения импульсного нейтронного источника и экспоненциального спада плотности потока тепловых нейтронов его ослабление можно представить следующим образом: F = F0 ехр(–Σtotd),

(2.1)

где F и F0 – интегралы плотностей потоков тепловых нейтронов за образцом и перед ним за время измерения, а Σtot – полное сечение тепловых нейтронов, соответствующее материалу образца. Так как в области энергии тепловых нейтронов полное сечение 235U много больше, чем сечение 238U, то зависимость числа тепловых нейтронов, прошедших через образец, зависит от содержания 235U в нём и может быть дискриминационной характеристикой. Так как исследуемые урановые образцы имеют цилиндрическую, а не плоскую форму (см. описание лабораторной работы 1), то выражение (2.1) следует считать приближенным. Цилиндрическую и торцевые поверхности образцов надо защитить кадмиевыми экранами, так как в реальном эксперименте падающий поток тепловых нейтронов не является параллельным. В данной лабораторной работе использу25

ется набор урановых стержней аналогичный тому, который используется в работе 1. Схема лабораторного эксперимента по неразрушающему контролю ядерных материалов, использующая принцип пропускания нейтронов через образцы с делящимися материалами, представлена на рис. 2.3. Возможно применение монитора выхода нейтронов источника, использующего счётчик типа BF3 в сочетании с водородосодержащим замедлителем нейтронов, подобного монитору работы 1. Реальная блок-схема электронной аппаратуры и соответствующая ей экспериментальная установка, соответствуют рис. 2.4 и 2.5. На рис. 2.5 в качестве мониторного тракта используется сцинтиллятор на основе 6Li совместно с фотоэлектронным умножителем. При этом в установке имеются два замедлителя нейтронов различных размеров, а следовательно, и с разными временными константами спада плотности потока тепловых нейтронов. Более крутая константа спада плотности потока тепловых нейтронов, соответствующая члену Be–βt формулы (2.2), принадлежит малому замедлителю и не содержит в себе информацию о количестве делящегося материала. Более подробно описание работы этого монитора дано в работе 3. ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Включить всю аппаратуру и прогреть её в течение 15 мин. 2. Установить необходимые параметры временного анализа и высокого напряжения на регистрирующей аппаратуре по согласованию с преподавателем. 3. Поставить первый урановый стержневой образец с содержанием урана 235U 0,71 % в экспериментальную установку. 4. Включить нейтронный генератор и провести облучение образца в течение 4 мин. 5. Измерить временную зависимость плотности потока тепловых нейтронов во втором (малом) замедлителе с помощью сцинтиллятора на основе 6Li, из которой можно определить число тепловых нейтронов мониторного тракта. Характеристики временного режима работы анализатора согласовать с преподавателем. 6. С помощью борного счетчика измерить отклик плотности потока тепловых нейтронов – Nпроп, прошедших через образец. 26

Блок импульсного нейтронного генератора


Счетчик тепловых нейтронов

Мишень

Замедлители нейтронов

Тепловые нейтроны


Временной анализатор Кадмиевый экран Счетчик тепловых нейтронов Рис. 2.3. Схема эксперимента с импульсным источником нейтронов по пропусканию тепловых нейтронов через делящиеся образцы. Кадмиевые экраны, закрывающие цилиндрическую и торцевые поверхности урановых образцов на рисунке не показаны

7. Повторить эту процедуру для всех эталонных образцов и образца с «неизвестным» обогащением, указанных на рис. 1.4. 8. Построить градуировочную зависимость нормированного на показания монитора отклика нейтронов пропускания через урановые образцы с различным обогащением.

27


Замедлитель 1

Защита В4С

Замедлитель 2 Борный счётчик Кадмиевый экран

Импульсный источник нейтронов


Генератор Блок импуль- управления сов

Сцинтиллятор 6 Li c ФЭУ







Магистраль КАМАК

Персональный компьютер


Рис. 2.4. Блок-схема эксперимента с использованием импульсного нейтронного генератора и анализом временной зависимости пропускания тепловых нейтронов через урановые стержни с различным обогащением 28

Фотоумножитель

Кадмий К регистрирующей аппаратуре

Малый замедлитель

Счетчик тепловых нейтронов

Сцинтиллятор c 6Li


Большой замедлитель

Импульсный нейтронный генератор Рис. 2.5. Схема экспериментальной установки по определению количества 235U в урановых образцах с монитором на основе ФЭУ и сцинтиллятора с 6Li

9. Используя полученную дискриминационную характеристику и информативный параметр образца с «неизвестным» обогащением, определить его обогащение. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ Результаты эксперимента по измерению временной зависимости плотности потока тепловых нейтронов во втором замедлителе сцинтиллятором на основе 6Li представляются в виде комбинации 29

двух экспоненциальных частей и постоянной величины, соответствующей отклику запаздывающим нейтронам, т.е. Ф(t) = Ае–αt + Be–βt + Ф0,

(2.2)

где α и β – константы временного спада плотности потока тепловых нейтронов большого и малого замедлителей нейтронов соответственно, а Ф0 – отклик запаздывающих нейтронов. После того как будут получены экспериментальные константы временного спада необходимо определить с помощью программы «Определение информативных параметров и их погрешностей» параметр «В», который служит в этой работе в качестве монитора. Далее необходимо получить отклик плотности потока тепловых нейтронов, прошедших через урановые образцы – Nпроп, который определяется из измерений с борным счетчиком. Для получения всего комплекса экспериментальных данных необходимо: 1. Рассчитать число импульсов мониторного тракта – В для всех урановых образцов с различным обогащением. 2. Рассчитать отклик плотности потока тепловых нейтронов – Nпроп для всех урановых образцов с различным обогащением. 3. Рассчитать нормированный на выход нейтронов нейтронного генератора отклик плотности потока тепловых нейтронов – Nпроп/B, который является информативным параметром для всех урановых образцов с различным обогащением. 4. Построить градуировочную зависимость нормированного на показания монитора отклика плотности потока тепловых нейтронов пропускания через урановые образцы с различным обогащением. 5. Используя полученную дискриминационную характеристику и информативный параметр образца с «неизвестным» обогащением, определить его обогащение. 6. Сравнить полученное экспериментальное значение количество 235U со значением, которое рассчитывается исходя из его состава, приведенного на рис. 1.2 и в табл. 1.3.

30

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. На каких физических принципах основан метод пропускания тепловых нейтронов через образцы ядерных материалов для определения содержания в них 235U? 2. Можно ли методом, который используется в лабораторной работе, получить информацию о содержании в образцах 239Pu или 238 U? 3. Что будет с результатами экспериментов при отсутствии в установке кадмиевых экранов цилиндрической и торцовых поверхностей урановых образцов? 4. Если в образцах кроме 235U присутствует ещё и 239Pu, то можно ли в этой установке порознь определить их содержание? 5. Что является в этой работе информативным параметром и дискриминационной характеристикой? 6. С какого момента времени следует начинать временной анализ и когда его следует заканчивать? 7. Для каких целей в этой работе используется монитор нейтронов источника? 8. Можно ли мониторировать выход нейтронов источника с помощью счётчика тепловых нейтронов, помещённого в замедлитель нейтронов источника?

31

Лабораторная работа 3 КОНТРОЛЬ ОБОГАЩЕНИЯ 235U В ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРКАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ПОМОЩЬЮ ИМПУЛЬСНОГО НЕЙТРОННОГО ИСТОЧНИКА Цель: ознакомление с активным методом неразрушающего контроля содержания делящего вещества в ТВС ядерных реакторов и определение на его основе обогащения 235U в моделях ТВС реактора РБМК. ВВЕДЕНИЕ При эксплуатации действующих АЭС и работе предприятий, изготавливающих ТВС ядерных реакторов, возникает необходимость в строгом контроле за учетом, перемещением и использованием изделий ядерной энергетики. Важность такого контроля определяется не только высокой стоимостью делящихся материалов, но и безопасностью их эксплуатации, а также соблюдением международных обязательств по нераспространению ядерных материалов. Получение корректирующих данных по реальному содержанию 235 U в ТВС перед их установкой в действующий ядерный реактор даёт возможность оптимизировать картограмму загрузки и наиболее выгодным образом расположить ТВС с различным содержанием 235U в активной зоне. Это открывает дополнительные пути экономичного использования ядерного топлива и повышает безопасность эксплуатации АЭС. Поэтому установки контроля реального содержания 235U в готовых изделиях ядерной энергетики могут находиться не только на заводах-изготовителях, но и в пунктах их эксплуатации. Наиболее правильным было бы контролировать каждый отдельный урановый стержень перед установкой его в ТВС, что возможно проводить с использованием пассивного метода контроля, но не на всех предприятиях такой контроль налажен. Следовательно, входной контроль ТВС, которые, как правило, представляют собой образцы с гетерогенной структурой, наиболее реально вести с применением активных методов. 32

МЕТОД ИССЛЕДОВАНИЯ, АППАРАТУРА В работе применяется активный метод неразрушающего контроля, так как в качестве внешнего источника излучения используется импульсный нейтронный генератор. Физические основы метода приводятся на рис. 3.1. Известно, что если замедлитель нейтронов облучать импульсным потоком нейтронов, то спустя некоторое время, достаточное для прохождения процессов замедления и термализации нейтронов, временную зависимость потока выходящих из замедлителя нейтронов можно описать следующим выражением: Ф(t) = Aе–αt, 2

4

(3.1)

где α = 〈ΣаV〉 + 〈D〉B – CB – константа спада тепловых нейтронов; 〈ΣаV〉 и 〈D〉 – сечение поглощения и коэффициент диффузии, усредненные по спектру, существующему в замедлителе; С – коэффициент диффузионного охлаждения; В2 – геометрический параметр замедлителя. Пусть импульсный источник облучает установку, содержащую два замедлителя нейтронов, разделенных экраном, поглощающим тепловые нейтроны. Внутри установки находится образец из делящегося материала, в котором необходимо определить содержание 235U. Импульсы быстрых нейтронов попадают одновременно в оба замедлителя и вызывают деление всей массы урана. Спустя некоторое время, когда в обоих замедлителях будут только тепловые нейтроны, спад их потока вследствие наличия кадмиевого экрана в каждом замедлителе будет независимым и определяется их размерами и ядерно-физическими свойствами. Для замедлителя больших размеров константа спада тепловых нейтронов равна α, а для второго замедлителя меньших размеров – β. Тепловые нейтроны первого замедлителя будут вызывать деление ядер 235U и благодаря поглощающему экрану во второй замедлитель не попадут. Возникающие при этом быстрые нейтроны деления будут следовать временному спаду с константой α и беспрепятственно попадут во второй замедлитель. Запаздывающие нейтроны в этой установке будут иметь два источника. Один из них образуется за счет деления всех изотопов урана во время импульса быстрых нейтронов и их замедления, а второй возникает при делении 235U тепловыми нейтронами первого замедлителя. Можно подобрать такие временные условия облучения всей эксперименталь33

ной установки, а также её ядерно-физические и геометрические параметры, чтобы удовлетворялись следующие условия: 1) α < β; 2) частота следования нейтронных импульсов такова, что время между нейтронными импульсами много меньше самого малого периода полураспада эмиттеров запаздывающих нейтронов; 3) длительность импульса быстрых нейтронов много меньше времени замедления и термализации нейтронов. Тогда через некоторое время после прохождения нейтронного импульса счетчик тепловых нейтронов 2 будет регистрировать зависимость потока тепловых нейтронов от времени по следующему закону: Ф(t) = Aе–αt + Ве–βt + Ф0,

(3.2)

где ∫Aе–αt dt = Nдел – число делений 235U в образце; ∫Ве–βt dt = Nист – число нейтронов, характеризующих выход нейтронов и общую массу урана; ∫Ф0 dt = Nзап – постоянная величина, которая представляет собой отклик запаздывающих нейтронов и зависит от общего количества ядер урана; t – время, прошедшее после импульса быстрых нейтронов источника. Временные пределы в интегралах выбираются исходя из конкретных условий эксперимента. Если в установку добавить счетчик тепловых нейтронов 1 (рис. 3.1), который будет регистрировать отклик прошедших через образец тепловых нейтронов – Nпроп, то он будет определяться содержанием 235U в образце, так как сечение поглощения тепловых нейтронов 235U много больше соответствующей величины для 238U. Тогда отношения типа Nдел/Nист, Nдел/Nпроп, Nист/Nпроп, Nзап/Nпроп не будут зависеть от выхода нейтронов источника и представляют собой информативные параметры, по которым можно судить о наличии и количестве делящихся изотопов в образце. Приближенное рассмотрение всех групп нейтронов в такой установке представлено на рис. 3.1. Типичная картина зависимости плотности потока тепловых нейтронов от времени, регистрируемая счётчиком 2, и получаемые из эксперимента величины представлены на рис. 3.2. В работе применяется импульсный нейтронный генератор с реакцией получения нейтронов Т(d, n) 42 He, имеющий длительность импульсов 1 мкс с частотой повторения 40 Гц. В эксперименте ис34

∼ e–αt

∼ e–αt

∼ e–αt

Урановый образец 1

Кадмиевый экран

const

∼ e–βt

const

∼e–αt

∼ e–βt

Замедлитель нейтронов с константой β

Рис. 3.1. Физические основы активного метода контроля ТВС ядерных реакторов. Счётчик тепловых нейтронов 1 регистрирует отклик тепловых нейтронов, прошедших через образец. Счётчик тепловых нейтронов 2 регистрирует зависимость отклика тепловых нейтронов от времени Ф(t) = Ae–αt + Be–βt + Ф0, причём α < β (→ – быстрые нейтроны, – – – – – тепловые нейтроны)

Импульсный источник нейтроонов

Замедлитель нейтронов с константой α

2

lnФ(t) Nист – отклик нейтронов источника и деления всех изотопов урана Nдел – отклик нейтронов деления

235

U

Nзап – отклик запаздывающих нейтронов

t Рис. 3.2. Зависимость плотности потока тепловых нейтронов от времени

пользуются стержневые образцы из двуокиси урана с обогащением 0,7 % и 2,0 % по 235U. Собранные вместе, 19 стержней представляют собой модель ТВС реактора РБМК. Диаметр каждого стержня по урану равен 11 мм, длина – 280 мм. Стержни располагаются в треугольной решетке с шагом 16 мм. В ТВС помещаются урановые стержни с различным обогащением урана, и таким образом можно получить эталонные ТВС с известными обогащениями. При этом расчет обогащения опирается на гомогенное представление структуры образца. В экспериментальной установке используются два замедлителя нейтронов. Оба замедлителя изготовлены из плексигласа, который по своим ядерно-физическим свойствам может считаться близким к воде. В качестве экрана, поглощающего тепловые нейтроны, используется листовой кадмий толщиной 2 мм. Первый замедлитель (большой) имеет размеры 580х290х150 мм, а второй (малый) – 580х290х35 мм. В качестве счетчиков тепловых нейтронов используются борный счётчик и сцинтилляционный детектор тепловых нейтронов на основе 6Li. Вся установка находится в защитном кубе со стенками толщиной 30 мм, заполненными порошком В4С, который предохраняет установку от рассеянных от стен помещения тепловых нейтронов. Структурная блок-схема аппаратурного комплекса представлена на рис. 3.3, а схематическое изображение экспериментальной установки на рис. 3.4. 36

Фотоумножитель Сцинтиллятор с 6Li


Малый замедлитель Борный счётчик

К регистрирующей аппаратуре

ТВС реактора РБМК

Мотор Большой замедлитель

Импульсный нейтронный генератор


Рис. 3.3. Схематическое изображение установки по определению cодержания 235U в ТВС реактора РБМК

ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Включить всю аппаратуру и прогреть её в течение 15 мин. 2. Установить необходимые параметры временного анализа и высокого напряжения на регистрирующей аппаратуре по согласованию с преподавателем. 3. Поместить поочередно эталонные ТВС с обогащениями 1,11 %, и 2,00 % в экспериментальную установку и измерить временную зависимость плотности потока тепловых нейтронов для всех ТВС. Время измерений согласуется с преподавателем. 37


Двигатель

Защита В4С


ТВС

Борный счётчик


Кадмиевый экран Сцинтиллятор 6 Li c ФЭУ

Импульсный источник нейтронов


Генератор импульсов


Блок управления






Магистраль КАМАК Персональный


Рис. 3.4. Блок-схема эксперимента с использованием импульсного нейтронного генератора и анализом временной зависимости для определения информативных параметров содержания 235U в ТВС реакторов РБМК и ВВЭР-440 38

4. Поместить в установку ТВС с «неизвестным» обогащением и повторить всю процедуру измерений. ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ Результаты экспериментов по измерению временной зависимости нейтронного потока аналогично работе 2 представляются в виде комбинации двух экспоненциальных частей и постоянной величины, соответствующей запаздывающим нейтронам, т.е. соответствующим формуле (3.2), где α и β – константы временного спада плотности потока тепловых нейтронов малого и большого замедлителей нейтронов, а Ф0 – отклик запаздывающих нейтронов. Для расчёта градуировочной зависимости экспериментальных данных необходимо: 1. Рассчитать информативные параметры Nдел/Nист, Nдел/Nпроп, Nист/Nпроп, Nзап/Nпроп для эталонных образцов ТВС с обогащениями 1,11 и 2,00 %. 2. Построить градуировочные зависимости для всех измеренных информативных параметров от обогащения, считая их линейными. 3. Рассчитать все информативные параметры для образца с «неизвестным» обогащением. 4. Используя градуировочные дискриминационные характеристики определить обогащение «неизвестного» образца для каждого информативного параметра. 5. Определить среднее значение обогащения «неизвестного» образца из всех полученных результатов. 6. Рассчитать в гомогенном приближении обогащение «неизвестного» образца, в котором реально имеется 13 стержней с обогащением 2 % и 6 стержней с обогащением 0,7 %, и сравнить полученный результат с экспериментальным. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Зачем необходимы неразрушающие методы контроля делящихся веществ готовых изделий ядерной энергетики? 2. Каковы основные требования к временным условиям облучения установки и анализа нейтронного отклика? 39

3. Каков временной закон изменения потока нейтронов в замедлителе при его облучении импульсами быстрых нейтронов? 4. Объясните физическую сущность изложенного в работе метода неразрушающего контроля ТВС. 5. Каковы ограничения работоспособности используемого метода неразрушающего контроля? 6. Почему информативные параметры не зависят от изменения выхода нейтронов генератора? 7. Может ли результат измерения информативных параметров зависеть от взаимного расположения стержней разного обогащения в образцах? 8. Чем объясняется нелинейность зависимости величины Nдел/Nист от обогащения? 9. Будет ли работоспособен метод, если β < α?

40

Лабораторная работа 4 ИЗМЕРЕНИЕ ИНФОРМАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ СОДЕРЖАНИЯ 235U В НЕОДНОРОДНЫХ ТВС ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Цель: ознакомление с эффектом влияния различных кластерных неоднородностей на информативные параметры содержания 235U в гетерогенных ТВС ядерных реакторов ВВЭР-440. ВВЕДЕНИЕ Наиболее существенным недостатком пассивного метода контроля содержания делящегося вещества в необлучённых ТВС ядерных реакторов является то, что реальные ТВС имеют достаточно большие размеры, и собственное гамма-излучение урана или плутония полностью поглощается во внешних слоях ТВС. Это означает, что фактически информация о реальном количестве делящегося материала такой ТВС либо сильно искажена, либо позволяет судить только о характеристиках наружных твэлов. Вследствие этого, анализ состава гетерогенных сборок ТВС с помощью пассивных методов практически полностью исключен. Активные методы контроля в значительной степени свободны от этого недостатка, так как первичное зондирующее и вторичное индуцированное нейтронное излучение имеют более высокую проникающую способность. Следовательно, использование активных методов контроля на основе нейтронов может дать информацию о среднем содержании делящихся материалов в инспектируемой ТВС. Таким образом, можно сопоставить заявленные информативные параметры и тем самым определить их соответствие или отсутствие такового. В настоящей работе используется активный метод контроля делящихся материалов, основы которого изложены в работе 3. В качестве образцов делящегося материала взяты ТВС реактора ВВЭР440, размеры которых и обогащение превосходят аналогичные параметры ТВС РБМК. В ТВС больших размеров могут быть кластерные образования, которые создают различные неоднородности структуры делящегося материала. Необходимость определения 41

среднего содержания делящихся материалов в ТВС может встречаться при аттестации сборок, а также в задачах нераспространения ядерных материалов в случаях, когда в сборке сложного состава изымается часть топливных стержней или заменяется на неделящийся материал. Контроль таких ТВС заключается в обнаружении кластеров, создающих неоднородности и предсказании их основных свойств. Это можно сделать, измеряя различные информативные параметры неоднородных ТВС, и по изменению информативных параметров от стандартных судить о ядерно-физических свойствах кластеров. В лабораторной работе исследуется возможность использования различных информативных параметров для обнаружения отклонения реального содержания 235U в ТВС реактора ВВЭР-440 с помощью тепловых нейтронов. Так как исследуемая ТВС имеет большие размеры и обогащение большее, чем в ТВС РБМК, то некоторые информативные параметры могут иметь низкую чувствительность из-за эффекта экранировки зондирующего излучения, что требует использования нейтронов более высокой энергии, а следовательно, и другого метода неразрушающего контроля. Ввиду этого, результаты экспериментов показывают применимость различных информативных параметров при обнаружении и исследовании свойств кластеров в ТВС гетерогенной структуры. МЕТОД ИССЛЕДОВАНИЯ, АППАРАТУРА В экспериментах используется ТВС ВВЭР-440 с обогащением по 235U, равному 2,4 % и отдельные твэлы этого реактора, имеющие обогащение 1,8 и 3,6 %. В ТВС находится 126 стержней из двуокиси урана общей длиной 900 мм и длиной по топливу 750 мм. Общий диаметр твэла с оболочкой составляет 9,1 мм, а диаметр по топливу равен 8,0 мм. Материал оболочки твэлов – цирконий. Твэлы расположены в треугольной решётке с шагом равным 12,76 мм. Общая конфигурация ТВС представляется шестигранником размером под ключ 144 мм. Конфигурация ТВС ВВЭР-440 представлена на рис. 4.1. ТВС устанавливается в системе вращения, с целью увеличения равномерности облучения всех твэлов. Несмотря на то что в качестве внешнего источника нейтронного излучения используется нейтронный генератор с энергией нейтронов 14,2 МэВ, мето42

дическая основа анализа ТВС предполагает использование тепловых нейтронов.

Рис. 4.1. Конфигурация ТВС ВВЭР-440

Гетерогенная структура ТВС предполагает возможность замены твэлов штатного обогащения на твэлы другого, возможно меньшего или большего обогащения или на модельные стержни неделящегося материала. Возможно также изъятие твэлов с целью сокрытия делящихся материалов при инспекционной проверке. В этом случае твэлы, находящиеся в центре сборки, наиболее сложно обнаружить как с помощью пассивных, так и активных методов, так как они находятся за слоем наружных твэлов, поглощающих любое излучение. В работе исследуются следующие случаи возможного сокрытия делящегося материала, находящегося во внутренних твэлах: 1) замена твэлов с обогащением 2,4 % на твэлы с обогащением 1,80 и 3,6 %; 2) изъятие внутренних твэлов; 3) замена твэлов на железные имитаторы твэлов. 43

Измерение информативных параметров всех ТВС позволяет найти их изменения по сравнению с информативными параметрами штатной ТВС с обогащением 2,4 %. Тем самым возможно получить рекомендации по определению чувствительности используемого активного метода контроля ко всем исследованным неоднородностям ТВС. ПОРЯДОК ВЫПОЛНЕНИЯ РАБОТЫ 1. Включить всю аппаратуру и прогреть её в течение 15 мин. 2. Установить необходимые параметры временного анализа и высокого напряжения на регистрирующей аппаратуре по согласованию с преподавателем. 3. Поместить в экспериментальную установку штатную ТВС с обогащением 2,4 %, имеющую 126 твэлов, и измерить соответствующее ей временное распределение плотности потока тепловых нейтронов и отклик тепловых нейтронов, прошедших через ТВС. Время измерения согласуется с преподавателем. 4. Заменить в штатной ТВС два внутренних слоя, имеющих 18 твэлов, твэлами с обогащением 3,55 % и измерить временное распределение плотности потока тепловых нейтронов и отклик тепловых нейтронов, прошедших через ТВС. 5. Заменить в штатной ТВС два внутренних слоя, имеющих 18 твэлов, твэлами с обогащением 1,8 % и измерить временное распределение плотности потока тепловых нейтронов и отклик тепловых нейтронов, прошедших через ТВС. 6. Заменить в штатной ТВС два внутренних слоя, имеющих 18 твэлов, железными имитаторами твэлов и измерить временное распределение плотности потока тепловых нейтронов и отклик тепловых нейтронов, прошедших через ТВС. 7. Изъять из штатной ТВС два внутренних слоя, имеющих 18 твэлов, и измерить временное распределение плотности потока тепловых нейтронов и отклик тепловых нейтронов, прошедших через ТВС.

44

ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ Временная зависимость плотности потока тепловых нейтронов аналогично работе 3 представляется в виде комбинации двух спадающих экспоненциальных частей и постоянной величины, соответствующей запаздывающим нейтронам, т.е. Ф(t) = Ае–αt + Be–βt + Ф0, где α и β – константы спада тепловых нейтронов малого и большого замедлителей нейтронов, а Ф0 – отклик запаздывающих нейтронов. Для исследования эффекта влияния неоднородностей на информативные параметры присутствия и количества делящихся материалов рассчитать следующие величины: 1) параметры Nдел/Nист, Nдел/Nпроп, Nист/Nпроп, Nзап/Nпроп, соответствующие измеренным временным зависимостям нейтронных полей для всех ТВС; 2) сравнить отличие полученных величин информативных параметров от их штатных значений; 3) объяснить полученные результаты экспериментов и их анализа. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ 1. Как проявляются преимущества активного метода контроля в этой работе? 2. В чем основное различие зависимостей информативных параметров для различных неоднородностей в штатной ТВС ВВЭР440? 3. Какие эксперименты надо сделать чтобы вычислить чувствительность используемого метода для различных информативных параметров? 4. В какой ТВС больше эффект экранировки тепловых нейтронов – РБМК или ВВЭР-440? 5. Зачем необходимо вращать ТВС в этой установке?

45

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 1. Passive Nondestructive Assay of Nuclear Materials / D. Reily, N. Ensslin at al. Los Alamos lab. 1991. 2. Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М.: Энергоатомиздат, 1989. 3. Beckurts K.H., Wirtz K. Neutron physics. 1964. 4. Ромоданов В.Л. Физические методы и установки активного контроля делящихся материалов: учебное пособие. М.: МИФИ, 2007.

46

Вадим Леонидович Ромоданов

ЛАБОРАТОРНЫЕ РАБОТЫ ПО АКТИВНЫМ МЕТОДАМ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

Редактор Н.Н. Антонова Оригинал-макет изготовлен М.В. Макарова

Подписано в печать 15.11.2007. Формат 60х84 1/16 Печ.л. 3,0. Уч.-изд.л. 3,0. Тираж 150 экз. Изд. № 3/23. Заказ № 0-616 Московский инженерно-физический институт (государственный университет). 115409, Москва, Каширское ш., 31 Типография издательства «Тровант». г. Троицк Московской обл.

ЛАБОРАТОРНЫЕ РАБОТЫ ПО АКТИВНЫМ МЕТОДАМ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ

Recommend Documents