УСТРОЙСТВО ОПРЕДЕЛЕНИЯ МАЛЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ ДМ В ОТВС
DEVICE FOR DETERMINING LOW CONCENTRATIONS OF FM IN SFA

Устройство для определения малых концентраций делящихся материалов в облученных тепловыделяющих сборках предназначено для определения остаточного содержания урана и плутония, а также нептуния, америция и кюрия, в металлических радиоактивных отходах, образующихся в процессе переработки отработавшего смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива быстрых реакторов, - фрагментированных оболочках твэлов, дистанцирующих решеток, колпачков, блоков отражателей и т.п., обладающих собственным гамма-фоном ввиду наведенной радиоактивности, обусловленной продуктами нейтронной активации компонентов стали Со-60 и Mn-54. Установка основана на методе дифференциального затухания нейтронов и состоит из внешнего цилиндрического полиэтиленового корпуса с установленными в него гелий-3 счетчиков с кадмиевыми фильтрами, внутреннего корпуса свинцового корпуса, служащего защитой от гамма-излучения и размножителя нейтронов и изотропного 14 МЭв дейтерий-тритиевого импульсного источника нейтронов срез которого направлен перпендикулярно оси устройства. Центр масс помещенных в контейнер конструкционных материалов точно позиционируется напротив источника нейтронов и гелий-3 счетчиков посредством подвижного пьедестала, перемещающегося внутри установки вдоль ее вертикальной оси по данным предварительного гамма сканирования.
Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и приборов для обнаружения радиоактивных веществ, в частности к разработке установки экспрессного обнаружения делящихся материалов в металлической матрице при утилизации КМ ОТВС и твэлов.
Известно устройство для обнаружения делящихся материалов в закрытых контейнерах и и скрытых экранирующими материалами (железо) с применением подвижной платформы (грузовик) импульсного Д-Д генератора нейтронов с энергией 2,5 МэВ (RU 2589269, 10.07.2016) позволяющее обнаружить 1 кг урана-235 за 10 минут измерения в закрытом контейнере при частоте источника 10 Гц.
Известен способ (RU 94020227 А1, 10.04.96 г.) обнаружения делящихся материалов в багаже, перевозимом через пункты таможенного контроля импульсным или прерывистым потоком быстрых (с энергией 1 МэВ и более) или тепловых нейтронов и регистрации возникающих за счет вынужденного деления запаздывающих нейтронов нейтронными счетчиками. При этом для обнаружения урана-235, плутония-239 используется процесс деления, вызываемый тепловыми нейтронами, сечения которого соответственно составляют для указанных элементов 586 и 748 барн, а для обнаружения урана-238 и плутония-238 облучение должно производиться прямым потоком быстрых нейтронов. Чувствительность метода по плутонию-239 достигает 0,0001%.
Известна установка (Ye. P. Bogolubov, S.A. Korotkov, L.A. Korytko. Method and system based on pulsed neutron generator for fissile material detection in luggage//Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 2004), контроля ДМ в авиабагаже пассажиров. Также в источнике описаны различные методы контроля несанкционированного провоза ДМ. Для решения поставленной задачи выбран метод дифференциального затухания. Основным элементом установки является измерительная камера из оргстекла, в которую помещается исследуемый объект. В дно камеры встроен ИНГ. Снаружи камеры расположены детекторы (Не-3 счетчики), которые регистрируют нейтроны деления. Внутри расположены детекторы, контролирующие поле тепловых нейтронов в объеме (благодаря их наличию возможно обнаружение нейтронпоглощающих материалов в багаже). Сигналы с детекторов подаются на временной анализатор и далее обрабатываются на компьютере. В результате данная установка способна обнаруживать 5 г 235U за 5 с.
Отдельно следует выделить установки активного контроля, у которых в качестве источника нейтронов используются различные делящиеся радионуклиды. Данные установки разработаны и в иностранных компаниях, и в отечественных. Так, например, в активном колодезном счетчике совпадений (AWCC) в качестве источника излучения используются два AmLi источника. Применяется методика нейтронных совпадений, как в активном, так и в пассивном режимах. У данной установки в активном режиме минимально детектируемая масса 235U составляет порядка 1 г.
Известна также установка активного нейтронного контроля массы ДМ в контейнере (Fissile materials detection via neutron differential die-away technique, International Journal of Modern Physics, V.F. BATYAEV, O.V. BOCHKAREV, S.V. SKLYAROV., Vol. 27, pp. 1460130-1-1460130-8, Singapore (2014)). Предложенная авторами установка активного нейтронного контроля представляет собой полиэтиленовую емкость в форме параллелепипеда, в стенки которой интегрированы 8 гелий-3 счетчиков с кадмиевыми фильтрами. Активатором служит импульсный дейтерий-тритиевый источник нейтронов ИНГ-07Т. Недостатком конструкции является зависимость эффективности регистрации сигнала от расположения делящегося материала в объеме измеряемого контейнера и существенная погрешность, вносимая гамма-фоном от наведенной активности изотопов Со-60 и Mn-54.
Одним из видов металлических радиоактивных отходов, образующихся в ядерном топливном цикле, являются конструкционные материалы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) и твэлов. Данный вид отходов содержит значительные количества делящихся материалов (ДМ) (U и Pu) и минорных актинидов (Np, Am и Cm). Указанным элементам свойственны α-активность, длительные периоды полураспада и высокая склонность к геохимической миграции, что делает их наиболее опасными радионуклидами в случае попадания в окружающую среду, а также в соответствии с принципом радиационной эквивалентности, при котором активность всех захораниваемых радиоактивных отходов соответствует активности добытого для их производства урана, необходимо обеспечить максимально возможное извлечение делящихся материалов из всех видов отходов, в том числе конструкционных материалов.
Характерными особенностями КМ ОТВС быстрых реакторов является гамма-фон от наведенной радиоактивности, вносящий существенную погрешность при измерении консервативными радиометрическими методами и неравномерное расположение материала в приемной емкости, также негативно сказывающееся на точности измерения. Таким образом, для принятия решений о направлении КМ ОТВС на доочистку, либо утилизацию необходимо иметь надежный способ оперативного контроля содержания ДМ в концентрациях от 0,001 масс. %, нечувствительный к гамма-фону и пространственному расположению материала. Имеющиеся на сегодняшний день технические решения направлены, в основном, не на технологическое применение, а на решения задач в областях экологического контроля и ограничения незаконного оборота ядерных материалов.
Задачами изобретения является разработка установки определения малых количеств (0,001 масс. %) ДМ в КМ ОТВС, работоспособную в условиях гамма-фона и нечувствительную к пространственному расположению КМ в приемной емкости. Это достигается тем, что в отличие от известного технического решения основу конструкции предлагаемого изобретения представляют собой два коаксиально расположенных цилиндра: внутренний из свинца, служащий одновременно защитой от гамма-излучения и размножителем нейтронов; наружный - из полиэтилена, выполняющий функцию термолизатора нейтронов. В стенку внешнего цилиндра по кругу параллельно образующей равноудаленно встроены 15 Гелий-3 счетчиков с кадмиевыми фильтрами. Перпендикулярно образующей в стенке внешнего цилиндра установлен импульсный изотропный дейтерий-тритиевый 14 МЭв генератор нейтронов. В нижней части внутреннего цилиндра расположен пьедестал, с возможностью вертикального перемещения вдоль оси. Перед загрузкой в установку емкость с КМ подвергают гамма сканированию, с целью установления центра масс. Затем за счет подвижного пьедестала емкость устанавливается во внутренний цилиндр таким образом, чтобы центр масс КМ был расположен напротив детекторов.
На чертеже представлена схема устройства определения малых концентраций ДМ в ОТВС.
Устройство определения малых концентраций ДМ в КМ представляет собой два концентрических цилиндра - внутреннего, свинцового (4) служащего одновременно зашитой от гамма-излучения, наружнего полиэтиленового (6) выполняющего функцию замедлителя (термолизатора) нейтронов в который равноудаленно встроены 15 гелий-3 счетчиков (5) оснащенных кадмиевыми фильтрами, а перпендикулярно образующей в стенке внешнего цилиндра установлен импульсный дейтерий-тритиевый изотропный 14 Мэв генератор нейтронов (8), подвижный пьедестал (7) перемещается по вертикальной оси для точного позиционирования контейнера (1) с исследуемыми конструкционными материалами (2).
Работает установка следующим образом:
1) поступающая приемная емкость (2) бесконтактно сканируется по высоте с использованием спектрометра-радиометра (3). Зависимость числа отсчетов по высоте емкости покажет распределение КМ внутри контейнера.
2) до помещения в испытательное помещение емкости и выключенном генераторе нейтронов проводится измерение фона за выбранное время t (например, 16 мин).
3) выполняются измерения аналогичные п. 2 но при работающем генераторе нейтронов (вычисляются амплитудный коэффициент второй экспоненты (В), амплитудный коэффициент первой экспоненты (А) и их отношение В/А).
4) емкость с конструкционными материалами помещается в установку нейтронного контроля и с помощью подвижного пьедестала позиционируется таким образом, чтобы свинцовая защита полностью перекрывала активную часть контейнера, определенную в пункте 1, нейтронные детекторы при этом выключены, во избежание их засветки.
5) нейтронные детекторы включают и измеряют фон за время t при выключенном генераторе нейтронов
1/2
239
6) полученные скорости счета в пп. 2 и 5 сравниваются друг с другом и вычисляется отношение разности (сигнал-фон) к тройной погрешности фона (3×фон). Если это отношение превышает единицу, то, используя калибровочную зависимость и измеренную разницу (сигналфон), можно определить содержания Pu пассивным способом в случае выполнения условий, указанных ранее. Если же полученные результаты вызывают сомнение, то проводятся измерения с использованием активного нейтронного контроля.
7) фиксируются число отсчетов второй экспоненты (В), амплитудный коэффициент А и их отношение В/А при наличии емкости с КМ, содержащим ДМ, и работающем ИНГ; далее берется разность (В/А)сигнал - (В/А)фон. Разность (сигнал-фон) сравнивается с тройной погрешностью фона аналогично п. 6.
239
8) полученная разность (сигнал-фон) в п. 7 соотносится с калибровочной кривой, и вычисляется масса Pu.
9) возможные погрешности измерения, в первую очередь, определяются статистикой и пропорциональны квадратному корню из своего значения.
Pu239
Cm242
Cm242
Техническим результатом, обеспечиваемым приведенной совокупностью признаков, являются высокие (в сравнении с методом пассивного нейтронного контроля) точность и скорость определения ДМ за счет 12 кратного превышения уровня сигнала над тройной погрешностью фона, возможность прямого однозначного определения содержания плутония-239 и косвенного определения других актиноидов при известном соотношении Pu:Am, а также нечувствительность результатов измерения к пространственному расположению образца и гамма-излучению. Помимо этого установка может функционировать в пассивном режиме, т.е. определять содержание Cm. Следовательно, зная содержание Cm-242 и Cm-244, а также Pu-239 можно найти отношение M/(M+M), что в свою очередь позволяет достоверно оценить массы любых других актинидов, входящих в КМ ОТВС и твэлов.