+7 (903) 799-86-55

Неразрушающие методы контроля выгорания и состава топлива ядерных реакторов



 Описаны методы и установки для НК выгорания и сос­тава делящихся материалов, содержащихся в отработавшем и необлученном топливе ядерных реакторов. Разработанные методы основаны, главным образом, на регистрации собст­венного нейтронного и гамма-излучения, испускаемого теп­ловыделяющими сборками реакторов различного типа. В ряде случаев используются методы регистрации индуцированного нейтронного излучения, возникающего при облучении делящих­ся материалов нейтронами изотопных источников.

Об авторе

Федотов Павел Иванович

 

 

 Федотов Павел Иванович

Доктор физ.-мат. наук, профессор. На­чальник лаборатории неразрушающих методов анализа топли­ва ядерных реакторов Радиевого инсти­тута им. В. Г. Хлопина (Санкт-Петербург).

 

 

НК изделий, содержащих ядерные делящи­еся материалы, обладает спецификой, которая характерна только для этого типа материалов и связана с необходимостью обеспечения требований ядерной и радиационной безопасности. Невыполнение этих требований может привести к катастрофическим последствиям, поэтому используемая аппаратура должна обладать очень высокой степенью надежности, стабильностью работы и обеспечивать достоверность выдавае­мых ею результатов.

Широкое использование неразрушающих методов контроля (НМК) ядерных материалов началось в 1960 - 70-х гг., когда атомная энергетика стала важной составной частью топливно-энергетического комплекса, а ядерно-энергетические установки (в первую очередь - транспортные реакторы) получили достаточно широкое применение на морских судах как гражданского, так и военного назначения.

Первоочередной задачей была разработка НМК для контроля выгорания и нуклидного состава отработавшего топлива энергети­ческих реакторов (ВВЭР, РБМК), транспортных реакторов, а также для контроля состава необлученных тепловыделяющих сборок (TBC) для реакторов различного назначения. Актуальность разработки НМК была обусловлена потребностями предприятий по радиохимической переработке облученного топлива, выгружаемого из активных зон энергетических и транспортных реакторов, а также предприятий-из­готовителей топлива. Результаты неразрушающего анализа отрабо­тавших TBC были также крайне необходимы для верификации про­грамм расчета выгорания и нуклидного состава отработавших TBC.

Отработавшее топливо 

При разработке НМК отработавших TBC необходимо учитывать следующие особенности TBC как объектов такого контроля:

-         большая длина и диаметр, вследствие чего распределение делящихся нуклидов и продуктов деления (ПД) по длине и диаметру сборки неоднородно, это приводит к необходимости применять аппаратуру сканирующего типа;

-         высокая плотность ядерного материала, что тре­бует использования для контроля топлива излучения с большой проникающей способ­ностью;

-         высокая интенсивность нейтронного и гамма- излучения (~ 105÷106 кюри на сборку), что обусловливает необходимость дистанционного управления и автоматизации процесса изме­рения и создает специфические условия для работы детектирующей аппаратуры,

-         сложный элементный и нуклидный состав топ­лива, который накладывает существенные ограничения при выборе метода и аппаратуры.

Приступая в начале 70-х гг. к разработке НМК выгорания и состава отработавшего топлива, мы взяли за основу два ядерно-физических метода: гамма-спектрометрический, основанный на регист­рации ɣ-излучения ПД, и нейтронный, в котором регистрируется собственное нейтронное излучение накопившихся в топливе актини­дов - нейтронов спонтанного деления и (α, n)-реакции на кислороде, а также нейтронов, возникающих под действием высокоэнергетичес­кого ɣ -излучения ПД в (ɣ, n )-реакции в конверторах, располагаемых вокруг топлива во время измерений.

Гамма-спектрометрический метод.  В ре­зультате измерений можно получить следующие данные:

-         распределения выгорания, концентраций долгоживущих ПД, нуклидов урана и трансурановых элементов (ТУЭ) по высоте и поперечному сече­нию TBC для верификации реакторных программ и обеспечения требований ядерной безопасности на различных этапах ядерного топливного цикла;

-         экспериментальные данные о радиационных характеристиках отработавших TBC, необходимые для оптимизации технологических процессов при переработке TBC, проектирования транс­портных контейнеров и для отработки условий безопасного транспортирования TBC реакто­ров различных типов.

 Для решения этих задач в защитной камере Нововоронежской АЭС были созданы установки для нейтронного и ɣ - сканирования твэлов и TBC реакторов ВВЭР-365 и ВВЭР-440. Схема уста­новки для ɣ - сканирования показана на рис. 1. На рис. 2 приведена часть ɣ - спектра, полученного при сканировании одного из твэлов. Хорошо вы­деляются фотопики, соответствующие ɣ -излучению различных ПД. После компьютерной обработки ɣ -спектров получаются распреде­ления выгорания и нуклидов делящихся ядер по высоте и сечению TBC, а также зависимость количества делящихся нуклидов от выгорания.

Схема у-спектрометрической установки: </em>1<em> - стол для разборки TBC; 2 - центрирующая втулка

 Рис. 1. Схема у-спектрометрической установки: 1 - стол для разборки TBC; 2 - центрирующая втулка; 3 - твэл; 4 - захват; 5, 6,7 - коллиматоры; 8 - блок детектирования ДГДК; 9 - защита детектора 

Экспериментальные данные о нуклидном составе топлива в за­висимости от выгорания использовались также для исследования   корре­ляций между отношением активностей 134Cs и 137Cs (мониторы выго­рания) и концентрациями изотопов урана и плутония. Существенно, что для измерения этого отношения ɣ -спектрометрическим методом не требуется образцовый твэл или TBC с известным выгоранием.

спектр твэла

Рис. 2. ɣ -спектр твэла

Дальнейшее развитие метода изотопных корреляций было связано с разработкой экспериментально-расчетного метода определения выгорания, содержания изотопов урана, ТУЭ и долгоживущих ПД в отработавшем топливе энер­гетических реакторов. Этот более общий метод состоит в расчете выгорания и нуклидного сос­тава в данной позиции по высоте TBC, по экспериментальным значениям концентрации 137Cs, по отношению активностей 134Cs и 137Cs или по та­ким интегральным характеристикам TBC, как удельный выход ɣ -излучения или удельный вы­ход нейтронов.

Важным преимуществом последних двух вариантов является то, что удельный выход нейт­ронов и ɣ -излучения можно измерить непосредственно в бассейне-хранилище отработавшего топлива более простыми техническими средст­вами, не требующими громоздкого коллиматора ɣ -излучения и спектрометрической аппаратуры. Метод позволяет также учесть локальные особенности спектра нейтронов, под действием которых формировался нуклидный состав топлива в исследуемом твэле или TBC. Поэтому экспериментально-расчетный метод после отработки на образцах топлива использовался для измерения выгорания, жесткости спектра нейтронов и концентрации изотопов урана и плутония в TBC.

Для испытания и отработки метода в про­мышленных условиях в бассейне-хранилище Нововоронежской АЭС была создана опытная установка для нейтронного и ɣ - сканирования TBC ВВЭР-1000, на которой выгорание и содер­жание актинидных элементов в TBC можно изме­рить указанными четырьмя способами. На рис. 3 показана схема одного из вариантов для контро­ля выгорания и содержания делящихся нуклидов в промышленных условиях.

 Схема установки для контроля выгорания и содержания делящихся нуклидов

Рис. 3. Схема установки для контроля выгорания и содержания делящихся нуклидов:

1 - контейнеры для TBC; 2 - телевизионная камера; 3 - TBC; 4 - штанга для захвата TBC; 5 - механизм горизонтального и вертикального перемещения TBC; 6 - коллиматор; 7, 8, 9- ɣ-детектор (нейтронный детектор на этой проекции не виден) 

 

Нейтронный метод. Привлекательность методов, основанных на регистрации собствен­ного или индуцированного нейтронного излуче­ния, обусловлена следующими причинами:

-         высокая проникающая способность нейтронов упрощает учет эффекта поглощения при их прохождении через вещество TBC;

-         простота и надежность используемой аппара­туры;

-         возможность проведения измерений сразу после извлечения TBC из реактора, в то время как ɣ -спектрометрические измерения могут быть выполнены только после выдержки TBC;

-         в случае использования (ɣ, n)-реакции с приме­нением конверторов (Ве, D20) нейтроны гене­рируются ɣ - излучением (в основном 144Се и 106Ru) с энергией 1,8 ÷2,3 МэВ, поглощение ко­торых в веществе в несколько раз меньше, чем поглощение ɣ -излучения энергией 500÷800 кэВ, которое обычно используется в у- спектрометрическом методе.

Установки для нейтронного сканирования были созданы на Нововоронежской АЭС для топлива ВВЭР и на Ленинградской АЭС для топлива РБМК.

 Между величиной нейтронного потока (N) и выгоранием (W ) имеет место степенная зависимость: N = kWα, где k и α - коэффи­циенты, зависящие от типа реактора и начального обогащения топ­лива. Для легководных энергетических реакторов α = 3 ÷5 в рабочем диапазоне выгораний TBC, то есть собственный нейтронный поток отработавшей TBC весьма чувствителен к величине выгорания и яв­ляется удобным монитором для контроля выгорания и состава TBC.

Одновременное использование двух неза­висимых ядерно-физических методов (нейтрон­ного и ɣ -спектрометрического) контроля TBC обеспечивает выполнение жестких требований ядерной безопасности в производственных условиях.

Методы, основанные на регистрации собственного и инду­цированного нейтронного излучения, использовались для определе­ния содержания урана в топливе транспортных реакторов (суда ВМФ), а также для идентификации топлива в этих TBC. Неполнота, а часто и отсутствие сведений о величине выгорания, типе TBC транспортных реакторов, находящихся в бассейне-хранилище, обусловили необходимость разработки аппаратуры для контроля TBC с целью обеспечения ядерной безопасности и формирования партий TBC для их переработки. Эти TBC при внешней идентичности имели различное начальное обогащение и элементный состав топ­лива.

Наиболее перспективным оказался метод, основанный на регистрации нейтронов, возника­ющих в результате деления 235U при облучении TBC нейтронами (124Sb + Ве) - источника. Энергия облучающих нейтронов, равная 24 кэВ, исклю­чает возможность деления 238U, что упрощает анализ результатов измерений.

Выделение нейтронов деления на большом фоне облучающих нейтронов осуществляется за счет разницы длин замедления в воде этих двух групп нейтронов. Тщательная оптимизация струк­туры и геометрии детектирующей системы позво­ляет получить отношение сигнала к фону, рав­ное 500, что обеспечивает надежное определе­ние содержания в сборках невыгоревшего 235U.

 Схема стенда для контроля необлученных TBC

Рис .4. Схема стенда для контроля необлученных TBC: 1 - сурьмяно-бериллиевый облучатель; 2 - замедлитель; 3 - периферийный сегмент; 4 - устройство транспортировки источников. 5 - подвес источников; 6 - транспортный канал источника; 7 - свинцовый контейнер; 8 - опорная рама; 9 - TBC

 

 Необлученные ядерные материалы

 

По мере совершенствования эксплуатацион­ных характеристик как энергетических, так и транспортных реакторов возрастали требования к контролю качества TBC на различных этапах их изготовления. Одной из таких задач являлось обнаружение в TBC твэлов с обогащением больше номинального, так как в этом случае на работаю­щем реакторе в месте нахождения этого твэла возникает локальный перегрев, что может при­вести к выходу TBC из строя. Для разработки методов такого контроля были построены стен­ды, которые позволили проводить измерения на TBC как в сухом, так и в мокром каналах. На рис. 4 показана схема одного из стендов для НК необ­лученных TBC энергетических реакторов.

В состав стенда входят электронная аппаратура, детекторы излучения, водный бассейн для формирования измерительного канала, устройство для перемещения TBC и изотопные источники нейтронов для её облучения.

С целью отработки методов определения количества деля­щихся материалов в изделии со сложными геометрической струк­турой и составом (например, TBC транспортных реакторов) были созданы стенды, позволяющие проводить измерения как на целом изделии, так и на его отдельных структурных элементах, не извлекая их из изделия. Стенды включают до 60 измерительных каналов. Регист­рируются как мгновенные, так и запаздывающие нейтроны деления. Канальный принцип построения системы (источник облучающих нейтронов - детектор нейтронов) позволяет, наряду с определением концентрации делящихся материалов, выявить возможные азиму­тальные и радиальные неравномерности их загрузки. Осевые нерав­номерности протяженных объектов измеряются при их сканировании. На стендах выполнены исследования на различных изделиях, содер­жащих делящиеся материалы, что позволило разработать установки для использования на предприятиях ядерного топливного цикла.

Опыт, полученный при разработке НМК делящихся материалов в TBC, был использован и при создании установок для обнаружения и идентификации ядерных материалов на основе регистрации собственного нейтронного излуче­ния. В одну группу входят установки, анализирующие изделия, которые можно разместить внутри детектирующего устройства. Установки представляют собой цилиндрические многоколь­цевые сборки счетчиков тепловых нейтронов, окруженные замедлителем (полиэтилен, оргстек­ло) с центральным каналом для исследуемых объектов. Объем исследуемых образцов - до 100 л. Максимальная эффективность регистрации нейтронов спектра деления составляет 41 %. Регистрация нейтронных совпадений позволяет проводить не только количественный, но в ряде случаев и нуклидный контроль делящихся ядер, идентифицировать нейтроны спонтанного деле­ния и нейтроны, возникающие в (α,  n)-реакции.

Ко второй группе установок, использующих регистрацию собственного нейтронного излуче­ния образцов, относятся поисковые нейтронные детекторы, состоящие из сборок гелиевых или борных счетчиков, объединенных конструктивно в системы с большой чувствительностью. Они предназначены для дистанционного обнаружения объектов, испускающих нейтроны. Создана аппаратура как для проведения стационарного контроля (мониторинга), так и для мобильных установок, когда регистрирующие системы распо­лагаются на транспортных средствах (машина, вертолет).

Как следует из сказанного, контроль каче­ства продукции, содержащей делящиеся мате­риалы, и обеспечение ядерной и радиационной безопасности с помощью НМК являются неотъ­емлемой составной частью ядерного топливного цикла в России. Эти методы необходимы также для эффективной работы российских специалис­тов в международных организациях, осуществляющих контроль за сохранением делящихся материалов, их межгосударственными передачами в целях нераспространения ядерного оружия.

До конца 80-х годов разработкой НМК необлученного и отработавшего топлива зани­мался ряд институтов и предприятий отрасли, в основном благодаря выделяемому целевому бюджетному финансированию. Начиная с 90-х гг., это финансирование практически прекрати­лось, а возможности самофинансирования стали весьма проблематичными. Такое положение, естественно, нельзя признать удовлетворитель­ным. При любых сценариях ядерной энергетики в России потребность в совершенствовании и разработке методов НМК сохранится, и для решения этой проблемы необходима государст­венная поддержка.

 

Благодарим журнал "В Мире НК" за любезно предоставленную информацию http://www.ndtworld.com

Возврат к списку