Добавил:

ivanov666 Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Башкирский Государственный Аграрный Университет

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

08.09.2026

Размер:

2 Мб

Скачать

☆

<<< < Предыдущая 1 23 / 103 4 5 6 7 8 9 10 > Следующая >>>

не совершали, и оно было опломбировано (были использованы средства

Объем применения СКД к ядерному материалу

Вероятность обнаружения,

%, не менее

Для категорий

1, 2, 3

Для категории

Только одно УИВ

Только одна система наблюдения

Одновременно два вида разнообразных СКД

Одновременно n видов разнообразных СКД

100 (0,5)n

100 (0,3)n

контроля доступа к ядерным материалам).

Вопрос. При проведении физической инвентаризации (и, соответ- ственно, подтверждающих измерений) это второе хранилище нужно проверять или нет?

Ответ. В случае наличия средств контроля доступа к ядерным ма- териалам, непрерывность знаний о них обеспечивается путем выборочного контроля ядерных материалов.

То есть не весь ЯМ проходит подтверждающие измерения, а только некая выборка. Объем выборочных подтверждающих измерений должен быть таким, чтобы обеспечить заданную доверительную вероятность обнаружения аномалии. Аномалия определяется исходя из следующих значений пороговых количеств:

а) для ЯМ категорий 1, 2 и 3 пороговые количества составляют: 3 кг – для Pu и U

233

; 8 кг – для U

235

;

б) для урана с обогащением менее 20 % (категория 4) пороговое количество составляет 70 кг по U

235

В табл. 3.1 приведены требуемые значения вероятностей обнаружения недостачи или излишка этих пороговых количеств в зависимости от применяемых средств контроля доступа (СКД).

Таблица 3.1

Вероятность обнаружения недостачи (излишка) порогового количества делящихся

материалов для расчета объема выборки подтверждающих измерений

Если ЯМ представлены в форме очехлованных изделий, целостность которых обеспечена их конструкцией, то для этих ядерных материалов также применяются выборочные подтверждающие измерения. Объем выборок определяется аналогично материалам с устройствами индикации вмешательства.

Пример 2. Способ определения объема выборочных подтверждаю-

(1 ), =1

щих измерений.

Влияние вероятности обнаружения переключения и величины самого порогового количества делящихся материалов на объем выборочных подтверждающих измерений можно проиллюстрировать на модельном примере инспекционной проверки. Пусть имеется совокупность однотипных изделий N = 1200, содержащих по 320 г U

235

. Для

рассматриваемого материала пороговое количество делящегося материала равно M = 8 кг.

Вопрос. Какое количество элементов должно быть проверено в хо- де подтверждающих измерений, если вероятность ω обнаружения аномалий должна быть не менее 50 %?

Примем, что количество переключенных элементов х в выборке п является случайной величиной и распределяется по гипергеометрическому закону. Тогда объем выборки определяется соотношением:

, (3.1)

если (M / m)<< N, (3.2)

где т – масса U

235

в изделии.

Условие (3.2) означает, что рассматриваются относительно крупные элементы. После проверки выполнения этого условия, пользуясь формулой (3.1), находим объем измерений во время инспекции:

п = 1200·(1 – 0,5

4/100

) ≈ 33.

Итак, видно, что объем выборочных измерений сокращается во много раз по сравнению с исходным количеством измерений ядерного материала, если принятое пороговое количество значительно больше массы элемента, а вероятность достижения цели заметно меньше 1.

3.2. Разрушающий и неразрушающий методы учѐта и контроля

ядерных материалов

Измерения ЯМ позволяют получить данные об общем количестве ядерных материалов (лигатурная масса), элементном и изотопном составе. Для измерений используют разрушающие и неразрушающие методы. Разрушающий и неразрушающий анализ обладают своими достоинствами и недостатками. У каждого из этих направлений имеется своя область применения. И, в целом, они дополняют друг друга.

зультатов, что очень важно, например, с точки зрения системы технологических измерений. Однако проведение РА – длительная и дорого-

Разрушающий анализ (РА) характеризуется высокой точностью ре-

стоящая процедура. К тому же анализ образцов ЯМ сопряжен с пробле-

мой их представительности.

Неразрушающий анализ (НРА) – быстрый и менее сложный по сравнению с РА. В ряде случаев (измерение очехлованных изделий, отложений делящихся веществ в оборудовании). НРА является единственным способом определения характеристик ядерного материала. Однако точность результатов измерений, как правило, значительно уступает аналогичным данным, полученным с помощью РА.

3.1.1. Неразрушающий анализ

в учѐте и контроле ядерных материалов

Неразрушающий анализ заключается в определении характеристик ЯМ без нарушения целостности изделий, содержащих ЯМ (твэл, ТВС, контейнеры и др.).

Отличительной особенностью ЯМ является их способность к излучению различного вида: нейтронное, γ-, α- и β-излучения. Поэтому неразрушающие методы основаны на регистрации излучений, испускаемых ЯМ, и их взвешивании.

Например, материалы, содержащие плутоний, испускают нейтроны спонтанного деления, α-частицы и γ-кванты. Соответственно, анализ материалов, содержащих плутоний, может проводиться с помощью пассивных методов регистрации гамма и нейтронного излучения, а также с помощью калориметрии.

Материалы, содержащие уран, обладают существенной гаммаактивностью, а при внешнем нейтронном источнике также вынужденным нейтронным излучением. Такие материалы измеряют с помощью пассивных методов регистрации гамма-излучения и активных нейтронных методов.

Главное назначение НРА методов – подтверждение учетных данных по ЯМ, полученных в процессе технологических измерений. Как в отношении материалов в балк-форме, так и материалов в очехлованном виде.

Методы неразрушающего анализа ядерных материалов включают:

1. весовые измерения;

2. гамма-спектрометрические измерения;

3. нейтронные измерения;

4. калориметрические измерения.

Неразрушающий анализ целесообразен для измерения очехлованных ЯМ, при проведении физических инвентаризаций (большое количе-

ство измерений), измерении отложений делящихся материалов, при

Стадия ЯТЦ

Форма ЯМ

Измерение

Метод НРА

Разделение

изотопов

Гексафторид урана (UF6) Количество UF

Взвешивание

Изотопный состав урана

Пассивный счет нейтронов. Гамма-спектрометрия

Отложения ЯМ

Количество ЯМ в оборудовании

Гамма-спектрометрия

Изготовление

топлива

UF6

Анализ исходного

UF6

Взвешивание

Гамма-спектрометрия. Пассивный счет нейтронов

Порошок

Изотопный состав урана

Гамма-спектрометрия

Масса делящегося изотопа

Активный счет нейтронных совпадений

Таблетки

Анализ таблеток UO

Гамма-спектрометрия

Активный счет нейтронных совпадений

Отложения делящихся веществ

Количество ЯМ в оборудовании

Гамма-спектрометрия

ТВС

Масса делящихся изотопов на единицу длины ТВС

Воротниковый счетчик нейтронных совпадений

АЭС

Свежие ТВС

Масса делящихся изотопов на единицу длины ТВС

Счет нейтронных совпадений (воротниковый счетчик)

Хранение

отработанного

топлива

Облученные ТВС

Глубина выгорания топлива

Гамма-спектрометрия высокого разрешения

проведении инспекций и в некоторых других случаях.

Разные стадии ЯТЦ включают различные физические и химические формы ядерных материалов. Для их учѐта и контроля требуются соответствующие методы НРА. В табл. 3.2 приведены типичные неразрушающие измерения, применяемые на разных стадиях ЯТЦ. В табл. 3.3 приведены данные по некоторым методикам НРА.

Весовые измерения. Весовые измерения являются основополагаю- щими измерениями в системе учѐта и контроля ядерных материалов.

Таблица 3.2

Основные методики неразрушающего анализа

Переработка

отработанного

топлива

Делящиеся вещества в растворах

Концентрация ЯМ

Гамма-спектрометрия. Счет нейтронных совпадений

Делящиеся вещества в ионообменной колонне

Мониторинг процесса

Гамма-мониторинг Плутоний при

прокалке

Количество плутония

Пассивный счет нейтронных совпадений

Остаточные количества материала в установке

Анализ остаточного материала

Гамма-спектрометрия урана и плутония. Счет нейтронов. Счет нейтронных совпадений

Переработка от-

ходов

Отходы высокой плотности

Делящиеся изотопы

Регистрация запаздывающих нейтронов. Пассивный счет нейтронных совпадений

Отходы низкой плотности

Делящиеся изотопы

Гамма-сканирование. Пассивный счет нейтронных совпадений.

Тип измерений

Метод НРА

Измеряемая вели-

чина (изотоп)

Погрешность, %

Гамма-

спектрометрия

Измерение обогащения урана при низком разрешении

235

1 –5

Измерение обогащения урана при высоком разрешении

235

~ 1

Изотопный анализ с использованием программы FRAM

Pu, U

1 –5

Этот вид измерений самый распространенный, наиболее простой и быстрый среди неразрушающих измерений. Весовые измерения отличаются, как правило, высокой точностью результатов.

Таблица 3.3

Характеристика некоторых методов

неразрушающего анализа ядерных материалов

Сегментированное гамма-сканирование

Скрап, содержа-

щий Pu

239

, U

235

1,5–5

2,5–10

Нейтронные из-

мерения

Пассивный счет полного потока нейтронов

240

~2,5

Пассивный счет нейтронных совпадений

240

1 –5

Активный счет нейтронных совпадений

235

1–10

Счет запаздывающих нейтронов (калифорниевый шафлер)

235

0,5–5

Измерения теп-

лоты

Калориметрия

0,3–0,5

Весовые измерения стали особенно удобны после широкого внедрения в повседневную практику электронных весов разного типа. Единичные измерения на таких весах составляют всего лишь несколько секунд. Кроме того, электронные весы могут быть соединены с компьютером – рабочей станцией компьютеризированной системы учета ЯМ и, таким образом, данные о весе материала будут напрямую вводиться в базу данных о ЯМ.

При проведении весовых измерений первоочередными являются задачи контроля качества измерительного оборудования. Весовое оборудование должно проходить регулярную оценку качества измерений с помощью рабочих стандартов масс. При этом используются стандартные образцы, близкие по весу к измеряемым элементам. В ходе контрольных измерений устанавливаются величина и источники погрешности весового оборудования.

Гамма-спектрометрические измерения. Гамма-спектрометрия – это область измерений ЯМ, которая известна уже в течение длительного времени и которая интенсивно до сих пор развивается в направлении повышения чувствительности детекторов-датчиков гамма-излучения. Наиболее точные и чувствительные приборы используют в качестве датчиков гамма-излучения полупроводниковые детекторы – кремниевые, либо германиевые, охлажденные до температуры жидкого азота. В табл. 3.4 приведены основные типы детекторов гамма-излучения и соответствующие им области применения. В неразрушающем гаммаанализе широкое применение находят сцинтилляционные и твердотельные детекторы, так как они позволяют получать спектральные характеристики в энергетическом диапазоне, типичном для излучения урана и плутония. Газонаполненные счетчики не находят такого широкого ис-

пользования в гамма-спектрометрии. Более широко они используются

для регистрации нейтронов.

Гамма-спектрометрические измерения дают детальную информацию об энергетическом спектре и интенсивности гамма-излучения от образцов. Для их проведения требуется градуировка энергетической шкалы гамма-спектрометров. Трудности применения этого вида измерений возникают при анализе образцов с высокой плотностью материала, или содержащих сильно неоднородный материал. В этих случаях могут применяться другие методы неразрушающего анализа.

Гамма-спектрометрические методы используются при следующих измерениях.

Обогащение урана методом бесконечно толстого образца.

Критерием приближения бесконечной толщины образца является условие, что глубина образца вдоль оси коллиматора значительно больше длины свободного пробега гамма-квантов с энергией 186 кэВ в материале образца. В этом случае все образцы со сходным физическим составом представляются одним и тем же объемом, «видимым» детектором. Для однородных образцов одного и того же состава «видимый» объем содержит одинаковое количество урана и, поэтому, измеренная интенсивность в пике 186 кэВ пропорциональна обогащению U

235

. Обя-

зательна калибровка с использованием стандартных образцов и гаммаисточников.

Изотопный состав U и Рu методом внутренней градуировки.

Процедура внутренней градуировки включает определение положения пиков известной энергии в каналах анализатора и подгонку этих значений к градуировочной функции. При внутренней градуировке в качестве источника гамма-квантов служит измеряемый образец. Изотопный состав определяется по измеренным отношениям интенсивностей гамма-излучения с разной энергией. Метод внутренней градуировки реализуется только при использовании детекторов с высоким разрешением на основе, например, Ge высокой чистоты. Обработка энергетического спектра осуществляется по специально разработанным программам. Результаты анализа не зависят от размера объекта, физической и химической его формы, материала и толщины контейнера. Требуется только градуировка прибора.

Гамма-спектрометрия отработавшего топлива. Используются

гамма-детекторы с высоким разрешением. Анализируется спектральная информация об активности разных продуктов деления: Cs

154

, Рr

144

. По относительной активности нуклидов (к нуклиду Cs37) оп-

134

, Cs

137

ределяют глубину выгорания топлива и время его выдержки. Типичное время анализа в одной точке ~10…20 мин. Применяется также сканиро-

вание по длине ТВС с целью определения профиля выгорания по длине

Гамма-детекторы

Применение

Газонаполненные

Общий счет (доза)

Сцинтилляционные, Nal (TI)

Спектрометрия низкого разрешения

Твердотельные, HP Ge. Si

Спектрометрия высокого разрешения

ТВС и среднего значения для сборки. Погрешность измерений зависит от времени выдержки ТВС.

Отложения делящихся материалов, остающиеся в оборудова-

нии. Для измерений используются портативные многоканальные анализаторы с гамма-детектором, электроникой и компьютером для обработки данных. Погрешность измерений варьируется в больших пределах и сильно зависит от геометрии измерений, конфигурации отложений и фона.

Нужно сказать, что при всем разнообразии гамма-спектрометров очень небольшое количество этих приборов в состоянии выдавать информацию по обогащению ЯМ с погрешностью, которая позволяет использовать эти данные в качестве учетных данных. Современные гаммаспектрометры с полупроводниковыми детекторами обеспечивают относительную погрешность при определении изотопного состава (скажем обогащение по U

235

) на уровне 0,2…0,5 %.

Однако это дорогая техника. Более широко распространенная техника позволяет иметь погрешность определения обогащения по изотопу

235

или по изотопу Pu

239

на уровне 1…5 %. Но, имея такую погреш-

ность, трудно на этих данных сводить баланс ядерных материалов, если измерений достаточно много. Поэтому данные гаммаспектрометрического анализа, как правило, используются для подтверждения ранее выполненных учѐтных измерений.

Таблица 3.4

Основные типы гамма-детекторов

Нейтронные измерения. С помощью нейтронных измерений реги-

стрируются полный поток нейтронов либо поток коррелированных нейтронов (не входят случайные нейтроны фона и (α,n)-реакции).

В основе измерений потока коррелированных нейтронов лежит принцип совпадения регистрации нейтронов от одного акта деления. Если в двух разных счетчиках фиксируется захват нейтронов и по времени эти два нейтрона могут быть интерпретированы как нейтроны од-

ного акта деления, то, подсчитывая количество таких парных нейтро-

нов, можно (проведя заранее калибровку аппаратуры) определять массу делящегося изотопа. Вот этот принцип заложен в технологию так называемых активных и пассивных нейтронных колодцев.

Нейтронные методы могут применяться для тех случаев, где гаммаспектрометрия не эффективна: образцы больших объемов, плотные или гетерогенные. Обычно используются колодезные или плоские блоки детектирования нейтронов на основе Не3-счетчиков в замедлителе. При- боры, использующие нейтронные измерения, в основном не являются портативными.

При измерении полного потока нейтронов регистрируются все импульсы, возникающие при взаимодействии нейтронов с материалом детектора. Результаты измерения полного потока нейтронов зависят от химической формы и изотопного состава образца. Метод регистрации полного потока нейтронов применяется при определении обогащения урана, входящего в состав UF6, остаточного количества плутония в установках. Нейтронный зонд SNAP является относительно простым детектором для регистрации полного потока нейтронов от образцов. Он используется для проверки содержания баллонов с UF6, для измерения отложений делящихся материалов на установках, а также в качестве нейтронного монитора хранилищ и производств ЯТЦ.

В измерениях нейтронных совпадений (двойные и тройные совпадения) основная информация – интенсивность коррелированных нейтронов деления. Методы регистрации нейтронных совпадений используются при следующих измерениях ЯМ.

Эффективной массы Рu

240

с учѐтом вклада других четных изо-

топов плутония, либо полной массы плутония, если известен изотопный состав плутония. Для таких измерений может использоваться, например, пассивный счетчик нейтронных совпадений (нейтронный колодец пассивного типа – HLNCC). Этот прибор сконструирован преимущественно для анализа плутония. Регистрирует наличие четных изотопов плутония: Pu

Массы U

238

, Pu

240

235

242

, Pu

в образце. При этих измерениях регистрируют ней

троны совпадений от индуцированных делений. Для таких измерений используется активный счетчик нейтронных совпадений (нейтронный колодец активного типа – AWCC), сконструированный преимущественно для анализа урана. Прибор использует источник нейтронов (например, Am-Li) для индуцирования делений в U

235

. По сравнению с пассив-

ными измерениями характеризуется повышенным нейтронным фоном из-за наличия источника, что снижает чувствительность прибора. По-

грешность измерений зависит от измеряемого материала: ВОУ, НОУ,

скрап и отходы.

Массы ЯМ на единицу длины ТВС. Для этой цели использует-

ся воротниковый счетчик нейтронных совпадений (нейтронный воротник – UNCC). Прибор UNCC-активного типа сконструирован преимущественно для анализа урановых топливных сборок. Результатом измерений является масса делящегося материала (в граммах на единицу длины ТВС). Погрешность измерений ~2…5 %.

В РНЦ «Курчатовский институт» был создан один из первых нейтронных колодцев, предназначенных для определения массы делящегося материала в ТВС. В этот колодец целиком загружалась стандартная кассета реактора ВВЭР-1000. Кассета ВВЭР-1000 имеет длину 4,5 м и массу порядка полутонны. Вот эта кассета загружалась в воду. Вокруг нее – система гелиевых счетчиков в замедлителе. И далее применялась техника, основанная на учете двойных и тройных совпадений. На этой установке измеряли количество делящегося материала в полномасштабных сборках реактора ВВЭР-1000. Разработанный в Курчатовском институте стенд планировалось использовать в качестве системы выходного контроля ТВС, производимых Электростальским заводом.

Однако промышленное применение нашло поколение более компактных нейтронных колодцев и нейтронных воротников, развитых в Лос-Аламосской национальной лаборатории США. Некоторые из этих приборов упомянуты выше.

Калориметрические измерения. Калориметрические методы основаны на количественном измерении теплового потока, выделяемого при радиоактивном распаде ЯМ. Калориметрический анализ совместно с гамма-спектрометрией высокого разрешения применяется для измерения массы плутония.

Достоинствами этого метода измерений ЯМ являются его независимость от геометрической формы образца, распределения ЯМ в образце, химического состава матрицы, содержащей ЯМ. Однако требуется регулярная калибровка калориметров с помощью эталонных материалов.

Калориметрические методы используются на установках, производящих плутоний. Эти методы обеспечивают высокую точность данных, но требуют большие времена измерений.

<<< < Предыдущая 1 23 / 103 4 5 6 7 8 9 10 > Следующая >>>

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]