научная статья по теме МЕТОД НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ В УСТАНОВКАХ С ИМПУЛЬСНЫМ НЕЙТРОННЫМ ГЕНЕРАТОРОМ И ЦИФРОВОЙ ТЕХНОЛОГИЕЙ РАЗДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ Физика

Текст научной статьи на тему «МЕТОД НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ В УСТАНОВКАХ С ИМПУЛЬСНЫМ НЕЙТРОННЫМ ГЕНЕРАТОРОМ И ЦИФРОВОЙ ТЕХНОЛОГИЕЙ РАЗДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ»

ПРИБОРЫ И ТЕХНИКА ЭКСПЕРИМЕНТА, 2014, № 1, с. 38-45

ТЕХНИКА ЯДЕРНОГО ЭКСПЕРИМЕНТА

УДК 621.039.6

МЕТОД НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ В УСТАНОВКАХ С ИМПУЛЬСНЫМ НЕЙТРОННЫМ ГЕНЕРАТОРОМ И ЦИФРОВОЙ ТЕХНОЛОГИЕЙ РАЗДЕЛЕНИЯ НЕЙТРОНОВ И ФОТОНОВ © 2014 г. В. Л. Ромоданов, А. Г. Белевитин, Д. Н. Черникова

Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" Россия, 115409, Москва, Каширское ш., 31 Поступила в редакцию 28.09.2012 г. После доработки 12.02.2013 г.

Описан метод определения содержания 235и в тепловыделяющих сборках канальных реакторов большой мощности РБМК. Мерой содержания 235и в исследуемом образце служит количество нейтронов деления 235и тепловыми нейтронами, нормированное на количество у-квантов, возникающих при захвате тепловых нейтронов на водороде сцинтиллятора или 10В в стекле фотоэлектронного умножителя. В качестве источника нейтронов использовался импульсный нейтронный генератор на основе БТ-реакции, в качестве детектора — органический сцинтиллятор с разделением откликов от нейтронов и у-квантов по форме импульса с помощью цифровой технологии. Сцин-тиллятор также выполнял роль замедлителя нейтронов. Моделирование метода показало, что за 1 мин содержание 235и в исследуемом образце может быть определено с погрешностью не хуже 1%. Проведены экспериментальные исследования на модели установки, подтвердившие работоспособность метода.

Б01: 10.7868/80032816213060116

ВВЕДЕНИЕ

Задача определения содержания количества ядерных делящихся материалов (я.д.м.) в различных образцах актуальна на большинстве стадий их изготовления и работы с ними. Одним из наиболее распространенных методов контроля и обнаружения я.д.м. является метод дифференцированного затухания количества нейтронов деления, на основе которого были созданы многочисленные установки определения урановых и плутониевых нуклидов в тепловыделяющих сборках (т.в.с.) ядерных реакторов и емкостях с отходами ядерного производства [1—8]. Практически во всех действующих установках для детектирования нейтронов деления от я.д.м. используется комбинация водородосодержащего замедлителя и детекторов тепловых нейтронов на основе 3Не. Однако из-за высокой стоимости этих детекторов в настоящее время создание эффективных устройств с их использованием становится неэкономичным. Поэтому представляется вполне актуальной разработка новых физических методов и соответствующих детекторов для контроля я.д.м.

Для определения содержания 235и в необлу-ченных образцах возможно использование сцин-тилляторов, допускающих разделение откликов от нейтронов и фотонов с высоким быстродействием. Для эффективного использования такой

технологии требуется разработка не только аппаратурного, но и физического метода. В комплексе такие методы могли бы заменить традиционный метод дифференцированного затухания нейтронов деления.

Для решения этой задачи в данной работе предлагается метод контроля я.д.м. с применением водородосодержащих сцинтилляционных детекторов (или комбинации сцинтилляторов с во-дородосодержащим замедлителем) и цифровой технологии разделения откликов от нейтронов и фотонов. В качестве источника излучения используется импульсный генератор нейтронов (и.н.г.). При этом водородосодержащий сцинтил-лятор одновременно выполняет роль детектора и замедлителя нейтронов. В отличие от традиционного метода дифференцированного затухания нейтронов предлагаемый метод практически не требует временной задержки для начала анализа временной зависимости отклика нейтронов деления я.д.м. после окончания импульса генератора нейтронов, что повышает эффективность метода. Основной целью работы является моделирование и экспериментальное исследование предлагаемого метода контроля я.д.м. в низкообогащенных урановых образцах.

300

Сцинтиллятор

¥

Электродвигатель

Импульсный нейтронный генератор

Тепловыделяющая сборка реактора РБМК

Рис. 1. Геометрия установки для определения содержания 235и в моделях т.в.с. реактора РБМК (Б — толщина сцинтил лятора, равная 60, 80 и 100 мм), используемой при моделировании.

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ МЕТОДА КОНТРОЛЯ

Модель установки для контроля содержания 235и в урановых образцах представлена на рис. 1. Нейтроны и.н.г. облучают инспектируемый образец и водородосодержащий сцинтиллятор, разделяющий отклики нейтронов и фотонов и выполняющий функцию замедлителя нейтронов. Быстрые нейтроны и.н.г. вызывают деление всех изотопов урана в урановом образце за время длительности импульса нейтронного генератора (~1 мкс). Образовавшиеся нейтроны деления первого поколения попадают в сцинтиллятор и замедляются до тепловых энергий. Быстрые нейтроны и.н.г., попавшие в сцинтиллятор после замедления, также становятся тепловыми. Таким образом, в результате замедления быстрых нейтронов генератора и нейтронов деления первого поколения образуются тепловые нейтроны первого поколения. Попадая в образец, они вызывают деление 235и с образованием быстрых нейтронов второго поколения, выход которых зависит от содержания 235и в образце. В реакции радиационного захвата водородом тепловых нейтронов первого поколения образуются у-кванты с характерной энергией 2.23 МэВ, интенсивность которых практически не зависит от концентрации 235и и может быть использована как нормировочный фактор. Быстрые нейтроны второго поколения и указанные у-кванты с известной эффективностью регистрируются в сцинтилляторе.

Нейтроны деления второго поколения порождают тепловые нейтроны второго поколения, которые могут вызвать деление 235и, порождая нейтроны деления третьего поколения, или могут быть захвачены на водороде. Очевидно, что соотношение между количеством делений и захватов на водороде для нейтронов второго поколения такое же, как и для тепловых нейтронов первого поколения. Аналогично можно рассматривать нейтроны третьего и последующих поколений.

Кроме этого, в образце появляются нейтроны спонтанного распада и запаздывающие нейтро-

ны, которые дают дополнительный вклад в измеряемое количество делений 235и. Считается, что в первом приближении этими источниками нейтронов можно пренебречь.

Проблема реализации предлагаемого метода контроля я.д.м. нуждается в тщательном моделировании физических основ метода и в экспериментальных исследованиях возможностей эффективного разделения нейтронного и фотонного откликов в сцинтилляторе в условиях высоких загрузок. Кроме того, необходимо решить задачу, связанную с поиском информативного параметра определения количества 235и с учетом нахождения оптимальной геометрии установки.

ОПТИМИЗАЦИЯ РАЗМЕРОВ И ГЕОМЕТРИИ УСТАНОВКИ

Изложенные выше физические основы метода позволяют реализовать устройства различной конфигурации для контроля содержания я.д.м. и, как следствие, с различной эффективностью измерения. Так, например, при расположении я.д.м. на периферии замедлителя нейтронов исключается зависимость константы временного спада тепловых нейтронов в установке от измеряемого количества 235и в инспектируемом образце. С одной стороны, это является положительным фактором, с другой — количество тепловых нейтронов, вызывающих деление 235и, уменьшается, что ухудшает точность измерений. Кроме этого, существует зависимость плотности потока тепловых нейтронов и константы ее временного спада от размера и типа сцинтилляционного детектора, что в сочетании с месторасположением я.д.м. в установке определяет комплекс оптимизационных расчетных и экспериментальных исследований.

При моделировании установки использовалась программа MCNP-4c2 [9]. В качестве расчетной была выбрана модель с материалом замедлителя и я.д.м., соответствующими экспериментальной установке для определения количества 235и в т.в.с. канальных реакторов большой мощ-

Число протонов отдачи, 10 4 отн. ед.

0 100 200 300 400 500

Время после импульса нейтронов источника, мкс

Рис. 2. Временные зависимости количества протонов отдачи для различных уровней обогащения т.в.с. (цифры у кривых) при толщине замедлителя 80 мм.

ности РБМК. Предполагалось использование во-дородосодержащих сцинтилляторов различных диаметров — это определяет константу временного спада тепловых нейтронов в установке. В расчетах использовались различные информативные параметры и дискриминационные характеристики, определяющие зависимость информативного параметра от содержания 235и в моделях т.в.с. Дискриминационная характеристика позволяла с помощью эталонных образцов решить обратную задачу — по результатам измерений информативного параметра неизвестного образца определить содержание я.д.м. в нем.

Все образцы т.в.с. размещались на оси цилиндрической сцинтилляционной системы. Импульсный нейтронный источник помещался в центр внешней боковой поверхности сцинтиллятора. Целью расчетов было определение временных зависимостей количества тепловых нейтронов и у-квантов при использовании замедлителей различной толщины и при различном содержании 235и в моделях т.в.с.

РЕЗУЛЬТАТЫ МОДЕЛИРОВАНИЯ

Временные распределения нейтронов деления и у-квантов с энергией 2.23 МэВ были получены для замедлителей толщиной 60, 80 и 100 мм. На рис. 2 и 3 представлены временные зависимости количества протонов отдачи от быстрых нейтронов деления 235и тепловыми нейтронами в моделях т.в.с. реактора РБМК (рис. 2) и комптонов-ских электронов от рассеяния у-квантов с энергией 2.23 МэВ (рис. 3). Были вычислены константы временного спада как для протонов отдачи, так и для комптоновских электронов в зависимости от

обогащения 235и в моделях т.в.с. В качестве информативного параметра, чувствительного к содержанию 235и в т.в.с., выбрано число протонов отдачи в сцинтилляторе. Параметр был определен двумя различными способами: в первом способе информативный параметр соответствует максимуму во временном распределении протонов отдачи, а во втором — их количеству в интервале от 100 до 620 мкс. Результаты сравнения показали, что эффективность информативного параметра зависит от геометрии установки и экспериментальной погрешности его измерения.

Основные результаты расчетов представлены на рис. 4 и 5. Эти результаты позволяют получить дискриминационные характеристики для двух способов представлени

Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.

Показать целиком