Глава 18

Измерения облученного топлива

Дж. Р. Филлипс (Переводчик А.Н. Григорьев)

18.1ВВЕДЕНИЕ

ÂСША работает свыше 100 атомных электростанций с общей установленной мощностью более 85 ГВт (гигаватт, 1 ГВт = 109 Вт) [1]. Ежегодно из этих реакторов выгружается от 5000 до 10000 облученных тепловыделяющих сборок (ТВС). Некоторые сборки в течение года или двух лет охлаждаются, а затем снова загружаются в реактор для оптимизации выгорания остаточного делящегося материала; другие, достигнув максимального проектного значения выгорания, помещаются в бассейн выдержки рядом с реактором до тех пор, пока они не будут отправлены на объект долговременного хранения или на захоронение. Эти тысячи ТВС поштучно пересчитываются, а в качестве учетных данных используются заявленные оператором значения обеднения первоначального делящегося материала (235U èëè 239Pu) и значения накопления делящихся изотопов плутония (239Pu è 241Pu). Чтобы усовершенствовать этот не совсем точный метод учета, был разра-

ботан ряд методик неразрушающих измерений для проверки заявленных оператором величин.

Перед облучением можно получить характеристики реакторного топлива, применяя методики измерения излучения гамма-квантов и нейтронов, рассмотренные в главах 7, 8, 15 и 17. Однако после значительного облучения топлива в реакторе характеристики урана и плутония полностью искажаются из-за излучения продуктов деления, активированных элементов конструкции сборок и трансурановых элементов, образующихся в результате процесса деления. Таким образом, ни измерения гамма-излучения, ни измерения нейтронов из облученного топлива не дают количественных характеристик 235U, 239Pu èëè 241Pu. Вместо них для оценки этих величин должны использоваться косвенные характеристики, базирующиеся на характеристиках излучения продуктов деления или трансурановых элементов и применяющиеся для определения выгорания и времени охлаждения облученного топлива. Из величин выгорания затем могут быть определены расчетными методиками величины накопления 239Pu è 241Pu в топливе.

Можно также использовать методики активного нейтронного анализа для определения количества делящегося материала, присутств ующего в облученных ТВС. Для этих методик требуется применение источника нейтронов (например, 252Cf) или ускорителя, и в большинстве случаев необходимо стационарное оборудование.

В этой главе рассматриваются физические характеристики реакторного топлива (раздел 18.2), косвенные характеристики выгорания (раздел 18.3) и измерения гамма- и нейтронного излучения облученного топлива (разделы 18.4 и 18.5). В разделе 18.6 обобщаются пассивные и активные методы оценки содержания плутония в облученном топливе.