Бушуев Методы измерения ядерных материалов 2007

Особая задача – контроль МОХ-топлива для энергетических реакторов. Для изготовления такого топлива используют порошки диоксидов обедненного (или естественного) урана и плутония с высоким (или низким) выгоранием. В топливе для тепловых реакторов доля плутония составляет до 5%, для реакторов БН – 20–25%.

Подлежат контролю массовые доли урана (сумма изотопов), плутония (сумма изотопов), америция-241 (отношение к плутонию), ряд примесей, кислородный коэффициент, а также равномерность распределения урана и плутония в смешанных порошках и таблетках.

Для контроля равномерности распределения урана и плутония в смешанных порошках и таблетках можно использовать гаммаспектрометрические измерения с дальнейшей обработкой спектров с помощью специальных программ [5.6].

При использовании программы FRAM был обнаружен лишь один недостаток выбранного метода – большая продолжительность измерения. Для определения отношения 239Pu/235U с погрешностью 1,5% (2σ) требуется проводить измерения отдельных таблеток длительностью 6–8 часов.

При использовании модернизированной программы MGA выяснились некоторые проблемы. Так, полученные с помощью программы изотопные составы плутония в порошке PuO2 и в таблетках МОХ-топлива существенно различались, что указывало на методический дефект алгоритма обработки спектра. Различие усиливалось при снижении доли плутония в смеси и уменьшении его выгорания.

5.5. Основные итоги рассмотрения материала пятой главы

1. Как будет показано в дальнейшем, количество плутония в образцах можно определить двумя способами:

•счет нейтронных совпадений + гамма-спектрометрия;

•калориметрия + гамма-спектрометрия.

В обоих случаях необходимую информацию об изотопном составе плутония дает гамма-спектрометрия.

101

2.Гамма-спектрометрическое измерение изотопного состава может проводиться без извлечения образцов из контейнеров и без применения СО для калибровки.

3.Для анализов больших образцов плутония могут быть исполь-

зованы излучения в области энергий 640 кэВ. Эта единственная область выше 160 кэВ, где наблюдается гамма-линия 240Pu (с энергией 642,48 кэВ). Для измерений используют коаксиальный детектор. Полученные спектры обрабатывают с помощью программы FRAM.

Особенностями измерений больших образцов Pu являются воз-

можное сильное облучение детектора нейтронами, нагрев образца и окружающего оборудования, усиление нейтронного излучения вследствие размножения нейтронов внутри образца.

4. Для анализов больших образцов урана тоже могут быть использованы коаксиальный детектор и программа FRAM.

5.6.Контрольные вопросы по материалу пятой главы

1.Можно ли с помощью гамма-спектрометрии определить относительные концентрации U и Pu в MOX-топливе?

2.Как изменяется спектр гамма-излучения плутониевого образца со временем?

3.Сформулируйте требования к спектрам, полученным при измерениях образцов ЯМ.

4.Какие конкретно линии можно использовать для изотопного анализа Pu в диапазонах 90 – 105 кэВ и 450 – 800 кэВ? Будет ли полученная информация полной?

5.Каковы основные различия между программой обработки спектров MGA и FRAM? Что ограничивает их применение?

6.Почему для анализов образцов высокообогащенного урана

программа FRAM использует высокоэнергетические (700 – 1000 кэВ) линии 234mPa – дочернего изотопа 238U?

7.Почему различаются соотношение 242Pu/239Pu в образцах плутония накопленного в разных реакторах?

8.Почему для анализа изотопного состава урана в программе FRAM используют разные наборы параметров?

9.Почему при измерениях урановых образцов используют коаксиальный HPGe-детектор?

102

10.Пригоден ли плутоний, извлеченный из отработавшего топлива РБМК, для изготовления МОХ-топлива ВВЭР?

11.Как изменится изотопный состав плутония после облучения МОХ-топлива в ВВЭР (в БР)?

5.7.Список литературы к материалу пятой главы

5.1.Дуглас Райли, Норберт Энслин, Хэйстингс Смит, Сара Крайнер. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов.

М.: Бином, 2000.

5.2.A. Schubert, H. Ottmar. Empirical Determination of Pu-242 in Non-Destructive Assay. – ESARDA, 17th Annual Symposium on Safeguards, Aachen, Germany, 9–11 May 1995, p. 425.

5.3.O.B. Drury, S.F. Terracol snd S. Friedrich. Quantifying the Benefits of Ultrahigh Energy Resolution for Gamma-ray Spectrometry.

–Phys Status Solidi C2, p. 1468-1479, 2005.

5.4.Томас Е. Семпсон, Томас А. Келли. Руководство пользова-

теля PC/FRAM. – LANL–PФЯЦ ВНИИЭФ, 1998.

5.5.Томас А. Келли, Томас Е. Семпсон, Доротея Де Лэнн. PC/FRAM: Алгоритмы для измерения изотопного состава плутония с помощью гамма-спектрометрии / Пер. с англ. Лос-Аламос, НьюМексико, 87545, США.

5.6.Бибилашвили Ю.К., Руденко В.С. и др. Использование разрушающих и неразрушающих методов анализа для контроля качества при производстве МОКС-топлива в России // Доклад на международной конференции «АТАЛАНТЭ-2000», Франция, Авиньон, 24–26 октября 2000 г.

103

Глава 6 АНАЛИЗЫ РАСТВОРОВ ЯМ: ДЕНСИТОМЕТРИЯ

НА K- И L-КРАЕ ПОГЛОЩЕНИЯ, РЕНТГЕНО-ФЛЮОРЕСЦЕНТНЫЙ АНАЛИЗ

6.1. Денситометрия растворов ЯМ

Денситометр на K- или L-крае поглощения – прибор для неразрушающего анализа концентраций ЯМ в растворах на перерабатывающих заводах, а также в аналитических лабораториях [6.1].

Денситометрия на K-крае или L-крае поглощения (ККД или ЛКД) основана на измерении пропускания через образец раствора ЯМ сильно коллимированного пучка фотонов или гамма-квантов от внешнего источника. Метод практически нечувствителен к излучению, испускаемому самим образцом (например, допустимо высокое содержание в растворе продуктов деления). Коллиматор ограничивает наблюдение только малой частью образца. По этой причине состав образца должен быть строго однороден во всем его объеме. На рис. 6.1 представлена схема установки для денситометрии.

Детектор

Рис. 6.1. Схема денситометрических измерений

Коэффициент поглощения каждого элемента изменяется скачками при энергиях, равных энергиям связи электронов на K- и L-оболочках атомов (табл. 6.1).

104

Таблица 6.1

Энергии связи электронов на K- и L-оболочках в разных ЯМ, кэВ

Измерения пропускания излучения одной энергии через образец могут дать информацию о содержании одного материала или одной компоненты смеси. Использование излучения двух разных энергий дает возможность контролировать состав двухкомпонентной смеси.

Массовый коэффициент поглощения i-го материала при j-й

где х – толщина образца, ρi – плотность i-го материала в смеси. Измерение пропускания при двух энергиях Е1 и Е2 дает систему

уравнений для двух неизвестных концентраций:

В данном случае не учитывается поглощение в стенках контейнера, содержащего раствор ЯМ. Решение уравнений выглядит так:

где D = µ11 µ22 −µ12 µ12 .

Решение тем точнее, чем сильнее величина D отличается от нуля, т.е. когда коэффициенты поглощения каждой компоненты смеси при энергиях Е1 и Е2 существенно отличаются. Это условие вы-

105

полняется в двух случаях: когда используются два излучения, сильно отличающиеся по энергии, и если использовать два излучения вблизи и по разные стороны от K-края (или L-края) поглощения тяжелой компоненты смеси (материалы с большим Z). Если даже коэффициенты поглощения легкой компоненты при этих энергиях различаются слабо, разность D будет достаточно велика. На рис. 6.2 показаны изменения коэффициентов поглощения с энергией для ЯМ и матричных элементов.

µ (см2/г)

Рис. 6.2. Коэффициент поглощения разных материалов

Значения скачков массового коэффициента поглощения ЯМ на K-крае даны в табл. 6.2.

106

Таблица 6.2

Значения скачков массового коэффициента поглощения ЯМ на K-крае, см2/г

Подробно рассмотрим изменения µ(Е) вблизи K-края поглоще-

ния (рис. 6.3).

Рис. 6.3. Изменения коэффициентов поглощения легкой и тяжелой компонент ЯМ вблизи K-края

Измерив пропускания γ-излучений с энергиями ЕL и ЕU, получим:

Из (6.4) находим искомую концентрацию ЯМ в растворе ρs:

107

где ∆µs = µUs −µsL >0, ∆µm = µUm −µmL <0.

Если ЕL и ЕU очень близкик ЕK, то ∆µm стремится к нулю, и результат измерения нечувствителен к поглощению в матрице. На практике это не выполняется, и требуется коррекция для учета поглощения в матрице. Коррекция осуществляется либо с помощью дополнительных измерений, либо путем расчета.

Дополнительные измерения (калибровку) выполняют со стандартными растворами, помещенными в стандартные контейнеры. В табл. 6.3 представлены стандартныее растворы, используемые в Лос-Аламосской лаборатории. Они приготовлены в аналитической лаборатории МАГАТЭ и аттестованы с помощью потенциометрического титрования по методу Дэвиса–Грэя. Если погрешность измерений на калибруемом денситометре не должна превышать0,2%, то погрешность аттестации применяемых СО не должна быть хуже 0,05%.

Таблица 6.3

Параметры растворов, используемых в Лос-Аламосской лаборатории для приготовления СО

Концентрация ЯМ в растворе растет со временем из-за испарения, поэтому СО следует использовать сразу после изготовления или хранить в условиях, обеспечивающих неизменность концентрации. Однако при ККД (ЛКД) проводят лишь относительные измерения, поэтому результаты калибровки неизменны долгое время (до нескольких лет).

При малых концентрациях ЯМ (десятки г/л) для анализов применяют денситометрию на L-крае поглощения, при более высоких (сотни г/л) – на K-крае поглощения.

108

Применяют источники излучений двух типов: первый – генераторы рентгеновского излучения, производящие фотоны с непрерывным широким спектром. Их применяют в измерениях и на K- крае, и на L-крае поглощения. Примеры спектров представлены на рис. 6.4.

Рис. 6.4. Спектры излучения рентгеновского генератора: верхняя кривая – спектр сравнения, измеренный с помощью денситометрического детектора K-края поглощения (излучение прошло через 3-мольный раствор HNO3 без ЯМ); нижняя кривая – спектр излучения, прошедшего через образец раствора урана с концентрацией 197 г/л; источник 109Cd используется для коррекции просчетов, обуслов-

ленных «мертвым временем»

Отношение спектра образца к спектру сравнения дает пропускание. На K-крае поглощения пропускание падает, причем величина скачка зависит от концентрации ЯМ. Таким путем можно одновременно определить концентрации в растворе двух ЯМ (Th и U, U и Pu и др.). Такие растворы получают на радиохимическом производстве до поэлементного разделения продуктов.

Второй тип используемых источников – радиоактивные γ-источ- ники моноэнергетических излучений. Например, для измерения

109

растворов плутония (Ек=121,82 кэВ) используют два источника:

75Se (Т1/2=120 дней, Еγ=121,1 кэВ) и 57Со (Т1/2=270 дней, Еγ=122

кэВ). При измерениях с этими источниками влияние на результат поглощения в легкой матрице пренебрежимо мало, однако нужно учитывать разные скорости их распадов.

Для анализов растворов урана (Ек = 115,61 кэВ) применяют γ-источник иттербий-196 (169Yb) с периодом полураспада Т1/2 = 32 дня. В этом случае вводить поправки на распад не требуется: один источник испускает обе группы квантов. Однако значительное различие в их энергиях (EL = 109,8 кэВ, EU = 130,5 кэВ) вызывает большую чувствительность к поглощению в матрице (большое ∆µm) и далекую от максимально возможной – к содержанию урана (относительно малое ∆µs). Кроме того, нужна частая замена быстрораспадающегося источника.

Погрешность результата анализа изменяется в зависимости от концентрации ЯМ и толщины образца, а также от энергии используемых излучений и мощности источников. На рис. 6.5 показана зависимость погрешности от толщины образца.

Рис. 6.5. Погрешность результатов ККД растворов плутония в зависимости от толщины образца

110