Способ обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора
METHOD OF NUCLEAR FUEL FRAGMENTS DETECTING AND PARAMETERS DETERMINING IN THE STOPPED URANIUM GRAPHITE REACTOR STACK

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к методам радиационного обследования остановленных уран-графитовых реакторов, и может быть использовано для обнаружения просыпей фрагментов облученного ядерного топлива, оставшихся в конструкциях уран-графитовых ядерных реакторов типа ПУГР, РБМК, АМБ, ЭГП-6, AM после прекращения их эксплуатации.
Просыпи фрагментов ядерного топлива в графитовой кладке представляют собой мелкодисперсные фракции топлива и их смеси с графитовой пылью. Часть просыпей фрагментов  топлива находится в стыках и дефектах поверхности графитовых блоков кладки реактора. При выводе реакторов из эксплуатации требуется их обнаружение для оценки ядерной безопасности и анализа возможности их удаления.
Известен ряд способов, относящихся к геодезическим исследованиям методом радиационного каротажа. Например, известен способ гамма-каротажа скважины [RU 2377610, МПК G01V 5/12, опубл. 27.12.2009], выбранный в качестве аналога. Для исследования характеристик геологических пластов вокруг скважины сначала одновременно генерируют гамма-кванты и нейтроны. Входное рассеянное гамма-излучение и нейтроны одновременно регистрируют с помощью ксенонового детектора высокого давления, работающего в ионизационном режиме с дополнительным защитным экраном из свинца или обедненного урана. Детерминируют гамма-кванты по энергиям. Производят измерение плотности и литологии породы.
Недостатки этого способа:
- при измерении не учитывается гамма и нейтронное излучение от фрагментов топлива, что существенно сказывается на точности обнаружения;
- регистрация гамма-спектра без регистрации нейтронов разных энергий (тепловых и надтепловых) затрудняет определение областей локализации радиоактивных элементов, расположенных вблизи скважины.
Известен способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора [RU 2579822, МПК G01V 5/12, опубл. 10.04,2016], выбранный в качестве аналога. По указанному способу в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора, через специальные каналы, установленные в графитовой кладке уран-графитового реактора, регистрируют гамма-спектр. Определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из защитного корпуса, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов.
Недостатки известного способа:
- снижается эффективность обнаружения отдельных мест локализации ядерных материалов в случае регистрации нейтронного излучения от нескольких источников излучения), находящихся вблизи исследуемого канала;
- невозможность определения источника гамма-излучения по регистрируемому гамма-спектру.
Известен способ обнаружения ядерных материалов в грунте и макет для отработки способа [RU 2262724, МПК G01V 5/04, опубл. 20.10,2005], выбранный в качестве Прототипа. По указанному способу в выбранной скважине, расположенной рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследуют поле нейтронов в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов. На основании анализа результатов расчетов с использованием программ и констант, предварительно верифицированных в экспериментах на макете, все характеристики которого известны, оценивают размеры, форму и расположение ядерных материалов в грунте.
Недостатки этого способа:
- не предусмотрено измерение гамма-излучения в скважинах, которое испускают ядерные материалы, получение дополнительной информации о расположении ядерного материала приводит к увеличению количества измерений и снижению точности выполнения исследований;
- определение формы и размера возможно только при обнаружении одиночного фрагмента ядерного материала, так как не предусмотрен алгоритм разделения интегрального распределения нейтронного излучения от нескольких источников излучения, находящихся вблизи исследуемой скважины приблизительно в одном объеме;
- необходимость разработки и изготовления специального макета для верификации данных, что существенно увеличивает время проведения исследования и снижает точность при ошибках в воспроизведении идентичного грунта и условий измерений.
Задачей изобретения является разработка дистанционного способа обнаружения и определения расположения, формы, размеров и массы просыпей фрагментов ядерного топлива, находящихся в стыках и дефектах поверхности графитовых блоков кладки остановленного уран-графитового реактора.
Поставленная задача решается за счет того, что в способе обнаружения и определен параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора, включающем поиск скважин, расположенных рядом с предполагаемым местом нахождения ядерных материалов, исследование поля нейтронов в выбранной скважине в зависимости от глубины погружения, азимута и спектрального состава нейтронов, оценку размеров, формы и расположения ядерных материалов на основании анализа результатов расчетов с использованием предварительно верифицированных программ и констант, поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. Исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках. Сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м. Затем определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса следующего вида:
где
max
N - число отсчетов в максимуме;
0
y - уровень фона;
А - амплитуда;
0
h - центроида;
2
σ - дисперсия.
max
0
max
2
По получаемым значениям параметров от каждого распределения (N, h, σ) в отдельности определяют размер, форму и расположение просыпей фрагментов топлива. Затем по числу отсчетов N после учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а затем определяют массу по следующей формуле:
где
М - масса,
max
N - число отсчетов в максимуме,
T
K - калибровочный коэффициент.
Калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора.
242
244
l34
137
154
Положительный эффект достигается за счет того, что выполняют гамма- и нейтронное сканирование технологических каналов реактора по высоте графитовой кладки. С помощью детекторов нейтронов регистрируют излучение от Cm, Cm, которые содержатся в облученном ядерном топливе и являются источниками нейтронов. Излучение от радионуклидов Cs, Cs, Eu регистрируют детектором гамма-излучения. Идентифицируют присутствие фрагментов облученного топлива в обширных районах кладки и приблизительные места их локализации путем измерения тепловых нейтронов. Более точную информацию о границах зон локализации фрагментов ядерного топлива получают при измерении интенсивности надтепловых нейтронов. Для уменьшения влияния интерференции (наложения полей) выполняют расчетный анализ распределения интенсивности надтепловых нейтронов.
На фиг. 1 представлена принципиальная схема поискового нейтронного сканирования области ячеек графитовой кладки.
На фиг. 2 представлена схема ячейки при сканировании технологического тракта реактора по высоте графитовой кладки.
На фиг. 3 представлена схема калибровочных измерений в графитовой кладке.
На фиг. 4 показано радиальное распределение тепловых и надтепловых нейтронов по двум разным направлениям от ячейки, содержащей фрагменты ядерного топлива.
На фиг. 5 представлены распределения тепловых, надтепловых нейтронов и гамма-излучения по высоте ячейки, содержащей фрагменты топлива.
На фиг. 6 представлены результаты разложения интегрального распределения потока надтепловых нейтронов на отдельные одиночные распределения Гаусса от фрагментов топлива.
На фиг. 7 представлено распределение от двух идентичных точечных источников быстрых Нейтронов, расположенных на расстоянии 0.6 м друг от друга по высоте ячейки, при калибровочных измерениях.
Согласно предлагаемому изобретению первоначально выполняют поисковое нейтронное сканирование области ячеек графитовой кладки уран-графитового реактора путем измерения потоков тепловых нейтронов в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. На принципиальной схеме поискового сканирования (фиг. 1) показаны ячейки 1, выбранные для сканирования, и ячейки 2 без сканирования.
Ячейки уран-графитового реактора состоят из графитовых блоков 3 (фиг. 2), графитовых втулок 4 и технологического канала 5. Графитовые блоки 3 по высоте стыкуются между собой, но при этом в процессе ремонтных работ образуются зазоры 6, в которых могут находиться просыпи фрагментов топлива.
Сканирование ячеек 1 (фиг. 1) уран-графитового реактора по высоте графитовой кладки выполняют с помощью сменных детекторов 7 (фиг. 2) гамма- и нейтронного излучений». Блок сканирования 8 на время измерений устанавливают на верхние конструкции 9 реактора, что позволяет обеспечить дистанционность выполнения измерений и радиационную безопасность для персонала.
Непосредственно в ячейке с просыпями фрагментов топлива и рядом расположенных ячейках проводят сканирование потока надтепловых нейтронов по высоте технологического канала 5 с шагом не более 0,1 м. Сканирование гамма-излучения проводят по высоте технологического канала 5 с шагом не более 0,02 м.
Определяют отметки расположения фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие (симметричные распределения от точечных источников нейтронов – фрагментов облученного ядерного топлива) с помощью распределения Гаусса следующего вида:
где
max
N - число отсчетов в максимуме;
0
y - уровень фона;
А - амплитуда;
0
h - центроида;
2
σ - дисперсия.
max
0
2
По получаемым значениям параметров от каждого распределения (N, h, σ) в отдельности определяют размеры, форму и отметки локальных просыпей фрагментов топлива. По числу отсчетов после учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива и массу по следующей формуле:
где
max
N - число отсчетов в максимуме симметричного распределения, имп./с;
М - количество просыпей фрагментов топлива, грамм;
T
-1
-1
K - калибровочный коэффициент, имп.⋅с⋅г.
Калибровочный коэффициент рассчитывают по формуле:
где
n
ε - эффективность регистрации детектора надтепловых нейтронов от источника быстрых нейтронов, имп./н;
u
-1
-1
q - удельный выход нейтронов, н⋅с⋅г.
2
2
max
Полуширина распределения, определяемая дисперсией σ, при сравнении с калибровочными значениями позволяет определить размер локального скопления. Калибровочные значения зависимостей концентрации источников нейтронов от N и размера источника нейтронов от дисперсии σ определяются путем калибровочных измерений непосредственно в области графитовой кладки, в которой отсутствуют фрагменты топлива, с применением аттестованных источников нейтронов.
252
Для выполнения калибровочных измерений выбирают область графитовой кладки без просыпей фрагментов топлива, что подтверждается отсутствием нейтронного излучения в ячейках. Калибровочные измерения выполняют в соответствии со схемой, представленной на фиг. 3. В ячейку 10, не содержащую просыпей фрагментов топлива, приблизительно на полувысоте графитовой кладки устанавливают идентичные источники нейтронов 11 (Cf), а в соседней ячейке 12 выполняют измерение распределения надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с помощью детектора, состоящего из счетчика 13 тепловых нейтронов, водородосодержащего замедлителя 14 и наружного чехла 15 из кадмия толщиной 1 мм.
Далее полученные распределения анализируют и определяют калибровочные коэффициенты, включающие полуширину распределения и эффективность регистрации нейтронов детектором.
Призер осуществления изобретения приведен ниже.
В качестве объекта исследования выбирали графитовую кладку одного из остановленных канальных уран-графитовых реакторов АО «ОДЦ УГР». На окончательно остановленном канальном уран-графитовом реакторе в определенном порядке на расстоянии 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки выполняли сканирование потоков тепловых нейтронов согласно схеме, представленной на фиг. 1. Для сканирования использовали радиационно-стойкий блок детектирования тепловых нейтронов, содержащий счетчик нейтронов СНМ-12.
В районах с повышенными уровнями потоков тепловых нейтронов выполняли сканирование потоков надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м. Для сканирования использовали блок детектирования надтепловых нейтронов, содержащий счетчик нейтронов СНМ-12 с замедлителем из полиэтилена и наружным чехлом из кадмия толщиной 1 мм.
Результаты определения радиального распределения тепловых (1) и надтепловых (2) нейтронов по двум разным направлениям от ячейки с просыпями фрагментов ядерного топлива представлены на фиг. 4.
В ячейках с просыпями топлива выполняли сканирование гамма-излучения по высоте графитовой колонны с шагом 0,02 м. Для регистрации гамма-излучения использовали радиационно-стойкий блок детектирования гамма-излучения с Si-детектором. Характерное распределение показаний блоков детектирования тепловых (1), надтепловых (2) и гамма-излучения (3) по высоте графитовой кладки представлены на фиг. 5.
2
2
Для точного определения расположения (отметок по высоте) фрагментов ядерного топлива раскладывали интегральное распределение надтепловых нейтронов на его составляющие - одиночные распределения, которые являются откликами от фрагментов топлива. Результаты применения данной процедуры для обработки распределения плотности потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки окончательно остановленного уран-графитового реактора представлены на фиг. 6 (1 - расчетное распределение; 2 - распределение Гаусса; 3 - экспериментально полученное распределение; 4 - величина отклонения между расчетным и экспериментальным распределениями). Для распределения, представленного на фиг. 6, коэффициент детерминации составил R=0.99. Значение R близко в единице, что говорит о достаточном приближении полученного экспериментально и расчетного распределений.
Для выполнения калибровочных измерений выбирали область графитовой кладки без просыпей фрагментов топлива, что подтверждалось отсутствием нейтронного излучения в ячейках. На фиг. 7 представлены распределения от двух идентичных точечных источников быстрых нейтронов, расположенных на расстоянии Δh = 0,6 м друг от друга по высоте ячейки. Как видно, амплитуда суммарной интегральной кривой (1) выше, чем амплитуды отдельных распределений Гаусса (2) от источников, что показывает интерференцию (наложение) нейтронных полей от двух независимых источников одинаковой интенсивности при близких расстояниях между источниками. С учетом калибровочного коэффициента были рассчитаны концентрация источников нейтронов во фрагментах топлива и их масса.
Таким образом, реализация предлагаемого изобретения позволяет точно определять расположение, размеры, форму и массу просыпей фрагментов топлива в ячейках реактора, что обеспечивает возможность оценки ядерной безопасности, и при необходимости их локальное выбуривание из графитовой кладки без демонтажа всей графитовой колонны в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового реактора.