SU711905A1 - Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов - Google Patents
Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов Download PDFInfo
- Publication number
- SU711905A1 SU711905A1 SU772562058A SU2562058A SU711905A1 SU 711905 A1 SU711905 A1 SU 711905A1 SU 772562058 A SU772562058 A SU 772562058A SU 2562058 A SU2562058 A SU 2562058A SU 711905 A1 SU711905 A1 SU 711905A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- analysis
- content
- neutron
- isotopes
- fission products
- Prior art date
Links
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 10
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 8
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 claims abstract description 10
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 10
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 7
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 abstract 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 7
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 6
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 5
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 5
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 4
- 230000005461 Bremsstrahlung Effects 0.000 description 3
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 2
- KJTLSVCANCCWHF-BKFZFHPZSA-N ruthenium-106 Chemical compound [106Ru] KJTLSVCANCCWHF-BKFZFHPZSA-N 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L Sodium Carbonate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]C([O-])=O CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 description 1
- GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N cerium Chemical compound [Ce] GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GWXLDORMOJMVQZ-RNFDNDRNSA-N cerium-144 Chemical compound [144Ce] GWXLDORMOJMVQZ-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 210000002569 neuron Anatomy 0.000 description 1
- 239000012188 paraffin wax Substances 0.000 description 1
- 238000000053 physical method Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
СПОСОБ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО АНАЛИЗА ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ, включающий определение содержани продуктов делени путем измерени фотонейтронного излучени продуктов делени и определени по нему содержани изотопов, отличающийс тем, что, с целью повышени точности анализа, и^- мер ют собственное нейтроннЬе излучение продуктов делени , а по нему определ ют содержание кюри -244 и накопление изотопов плутони .(ЛС
Description
Изобретение относитс к области неразрушающего анализа дел щихс материалов дерно-физическими методами и может быть использовано в дерной энергетике дл анализа отработавшего топлива.
Известен способ неразрушающего анализа отработавшего топлива дерных реакторов по запаздьгоающим нейтронам , позвол ющий определить содержание урана-235 и способ неразрушающего анализа дел щихс материалов с использованием свинцового спектрометра , позвол ющий определить содержание урана-235 и плутони -239 П .
Этот способ требует дл своего осуществлени , применени нейтронных генераторов и их практическое применение в существующих гор чих камерах атомных электростанций встречает зна чительные трудности. Наиболее близким по технической сущности к описываемому изобретению вл етс способ неразрушающего анали за отработавших тепловыдел ющих элементов , включающий определение содер жани продуктов делени путем измерени фотонейтронного излучени продуктов делени и определени по нему содержани изотопов 2 . Недостатком известного способа вл етс невысока точность анализа так как он не позвол ет определить накопление цзотопов плутони . Целью изобретени вл етс повышение точности анализа. Указанна цель достигаетс за счет того, что измер ют собственное нейтронное излучение продуктов делени , а по нему определ ют содержа ние кюри -244 и накопление изотопов плутони . Сущность изобретени по сн етс чертежом. Устройство содержит кольцевую сборку из детекторов тепловых нейтронов 1 в водородосодержащем замедлителе- (парафине) 2, в центральной части сборки имеетс цилиндрическа полость, в которую попеременно поме щаютс сменные радиаторы 3, 4, соде обычную воду, т желую воду и бериллий и имеющие осевое отверстие сквозь которое прот гиваютс сканируемый твэл или ТВС 5. При сканировании ТЗС радиатор 3 удал етс и пользуютс только радиатором 4.
Способ реализуетс следующим образом .
Устройство предварительно калибруетс источниками рутени -106, цери 14А и кюри 24А с радиаторами, содержащими бериллий, т желую воду и i обычную воду.
Использование радиаторов, содержащих т желую воду и бериллий, позвол ет определить содержание в топливе рутени -106 и цери -144, а из-, мерение собственного нейтронного излучени позвол ет определить содержание кюри -244, что в свою оче- редь дает возможность определить содержание изотопов плутони .
Анализ долгоживущих продуктов делени , испускающих гамма-кванты с энергией больше пороговой энергии реакции (у-, п) на данных мишен х. показывает, что фотонейтроны могут генерироватьс только гамма-квантами 106 {44 от нуклидов RU и Се. Причем, на дейтериифотонейтроны генерируютс гамма-квантами от ° Ru, а на бериллии генераци фотонейтронов .обусловлена гамма-квантами как от так и от Се. Реакци (у, п) может быть вызвана также и гамма-квантами тормозного излучени . Из всех накапливающихс прираспаде долгоживущих -излучателей только р-частицы от ° Ru и Се, способны испускать гамма-кванты тормозного излучени с энергией, достаточной дл реакции (у, п) на бериллии . На дейтерии вклад в образование фотонейтронов дает, тормозное излучеч ние только от р-частиц Таким образом: N|. , 1 ,. где P - измеренные интенсивности потоков фотонейтронов на соответствующих мишен х, имп/с; число атомов соответствующих элементов, ат/г; калибровочные коэффициенты, которые учитывают эффективность установки, самопоглощение и т.д. Разреша эти уравнени относительно N получили рабочие формулы дл концентраций соответствующих нуклидов на момент измерени . Чтобы определить сколько всего образовалось этих изотопов за врем кампании облучени , надо значени N умножить на коэффициенты т;, учитывающие
убыль соответствующих изотопов за врем кампании и врем охлаждени . Коэффициенты ш; рассчитываютс по формуле
X; Z: Rnt°n
m
ZKl-f ) Rn
08Л 1
-Врем облучени , сутки;
где t
n
Oil
-врем охлаждени , сутки
Wn
-относительна (Wn - среRn , -« н ) мощность реактора
оед во врем
-А; - посто нна распада. В нашем примере значени mj равн лись Шо «7,58; трр««12,9.
Число образовавшихс дер про ,О «-О
NC ) св зано
(N
дуктов делени , бе
с числом разделив,птихс дер следующими уравнени ми:
й« -ЧнК }
N+Y
(2) N J
Nee Yce N Y,
где Y - коммул тивные выходы соответствующих нуклидов; N , N т число разделившихс дер
л f 7 З О
и и PU за врем кампании облучени , ат/г. Реша совместно (1) и (2) получим формулы дл выгорани : и 1 м 1 Peg (a. Yffu).,Ygi,
a,a,(Y,;Y,V-Y Y,) P°a,Y«M-fr.o(ai,Ygu-a,Y)
z CY Y -y )
a,, ij,g Ice «u
г )21 f
где W , W - выгорание U и Pu : - В единицах кг/т;
К,, z коэффициенты размерности .
Подставл в СО .и (3) - численные значени коэффициентов и констант получим рабочие формулы дл определени концентраций накопившихс продуктов делени и выгорани . Приведенные ниже рабочие формулы справедливы только- дп конкретной установки
На момент измерений: 4,.{1 ,288%- ,081 н,о ) о Гат/2 NJe (0,,-1, 4-0, ).10 ат/2.
На конец кампании:
Кв„«(9, -8,,о) 1оЧат/21
Н«,.(10,17Рве- 9,,71бФ„ „).1о
ат/23
W.C103, -8,, )10
W.(77,, +118,)1о .кг/т
При установке мишени из воды проводитс измерение собственного нейтронного излзчени ТВС. Измерение потока собственного нейтронного излучени ТВС позвол ет вычислить на744
копление нуклида Cm, если предположить, что вклад других дел щихс нуклидов (в основном Cm, , ) и нейтронов из реакции (oi, n) на легких элементах пренебрежимо мал. Сделанное предположение o оправдываетс как результатами расчетов (1), так и результатами дест-руктивных методов анализа (2). Таким образом:.
. ,,-Н„
5 где Гц - измеренное значение интенсивности собственного излучени ТВС, имп/с; . U|f - коэффициент пропорциональности , учитывающий эффек0тивность установки, посто нную распада и т.д. Подставл численные значени коэффициентов , получим рабочие формулы:
на момент измерений:
5Ы,0,744.1о«Р„ Дат/2
на конец кампании:
,-0,840 1о Дат/2.
Таким образом, одновременно, в одном цикле измерений, определ етс выгорание и накопление дел щегос
Я44
-нуклида Cm, что позвол ет использовать экспериментальные корел ционные соотношени между этими величинами дл увеличени точности теоретических расчетов накоплени изотопов
плутони в отработавшем топливе дер- ;
;ных реакторов.
Таким образом имеютс отправные
данные дл расчетного определени в отработавшем топливе изотопов плутони , америци и кюри . Провед соответствуюпще расчеты, можно получить концентрацию изотопов в цепочке накоплени , а правильность используемых в расчете параметров покажет совпадение расчетных экспериментальных данных по содержанию кюри -244.
, Иначе говор , цепочка накоплени фиксируетс экспериментальными данными , полученными неразрушающим методом в двух точках, в начале и в конце, ограничива вариации расчетных параметров при определении изотопов плутони , америци и кюри .
Цепочка накоплени трансурановых изотопов
239 p p p.,i-Jda p..
,j236.. ,, 2W
il («.y, и («.)f, и U.7r,) -У (n,j) . и
,.,. Содержание изотопов, подчеркнутьпсФ 5257 имп.,Ф., 28041 имп.Г
1ОДНОЙ чертой известно из паспорт-Ф --11504 имп.
ных данных. .
Содержание изотопов, подчеркнутых, ,/ 11.0 -шпч
двум чертами измер етс .20 л 0j,u-- j- -6,7 i
Пример вычислени выгорани ., Результаты измерений и вычислений (220А1 300) „. (5257-300)Т IQ по рабочим формулам даны в таблице.30 30 J
Дл иллюстрации вычислений приведем 187 кг/т..
пример вычислени выгорани дл точ-25 у Т7716 28041 -300) ,, ки № 23 сканируемого твзла.J. 30
В первых трех колонках даны из- , 11501-300) (5257-300) I .меренные значени Р; за 30 с ( ,(
равн етс 300 имп. за 30 с):-135 кг/т.
711905-ft
Л (Tup l
7i.f) M) tn-y) .ю
|6V
t
л тт 100 п V I ) , , .,
Claims (1)
- СПОСОБ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО АНАЛИЗА ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ, включающий определение содержания продуктов деления путем измерения фотонейтронного излучения продуктов деления и определения по нему содержания изотопов, отличающийся тем, что, с целью повышения точности анализа, измеряют собственное нейтроннЬе излучение продуктов деления, а по нему определяют содержание кюрия-244 и накопление изотопов плутония.gSLL.7119051 7
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU772562058A SU711905A1 (ru) | 1977-12-29 | 1977-12-29 | Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU772562058A SU711905A1 (ru) | 1977-12-29 | 1977-12-29 | Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU711905A1 true SU711905A1 (ru) | 1982-10-30 |
Family
ID=20741143
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU772562058A SU711905A1 (ru) | 1977-12-29 | 1977-12-29 | Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU711905A1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2788627A1 (fr) * | 1999-01-20 | 2000-07-21 | Commissariat Energie Atomique | Procede et appareil de discrimination de combustibles nucleaires |
-
1977
- 1977-12-29 SU SU772562058A patent/SU711905A1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Журнал "Атомна энерги ",т. 27, 1969 г., стр. 281.2. Патент US № 3293434, кл. 250-83, опублик. 1966 (прототип) .» JU * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2788627A1 (fr) * | 1999-01-20 | 2000-07-21 | Commissariat Energie Atomique | Procede et appareil de discrimination de combustibles nucleaires |
| WO2000044002A1 (fr) * | 1999-01-20 | 2000-07-27 | Commissariat A L'energie Atomique | Procede et appareil d'identification de combustibles nucleaires |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Saussure et al. | Measurement of the uranium-238 capture cross section for incident neutron energies up to 100 keV | |
| US4617169A (en) | Measurement of radionuclides in waste packages | |
| KR100598037B1 (ko) | 동적 제어봉 제어능 측정방법 | |
| KR101750284B1 (ko) | Czt 검출기를 이용한 사용후 핵연료 연소도 검증 시스템 | |
| KR101339115B1 (ko) | 중성자 발생기를 이용하여 사용후 핵연료 어셈블리에서 고주파수 모드로 지발 중성자를 측정하는 방법 및 측정 시스템 | |
| SU711905A1 (ru) | Способ неразрушающего анализа отработавших тепловыдел ющих элементов | |
| Matsuura et al. | Non-destructive gamma-ray spectrometry on spent fuels of a boiling water reactor | |
| Perrotta et al. | Experience on wet storage spent fuel sipping at IEA-R1 Brazilian research reactor | |
| JP3103361B2 (ja) | 原子燃料の燃焼度測定方法 | |
| Edwards | A review of recent studies of nondestructive assay methods for irradiated nuclear fuels | |
| US4881247A (en) | Measuring nuclear fuel burnup | |
| US4493810A (en) | Method and apparatus for measuring reactivity of fissile material | |
| JP3026455B2 (ja) | 照射燃料集合体の燃焼度測定方法 | |
| Winkler | Precise Measurement of the 63Cu (n, α) 60Co Cross Section with 14-MeV Neutrons | |
| Czirr et al. | A Measurement of the Capture-to-Fission Ratio for Plutonium-239 | |
| Perret et al. | On the combination of delayed neutron and delayed gamma techniques for fission rate measurement in nuclear fuel | |
| Dawson et al. | Measurement of thermal power density distributions by fuel pin gamma scanning | |
| SU1681338A1 (ru) | Способ определени изотопного состава топлива в активной зоне дерного реактора | |
| GB917776A (en) | Method of measuring the amount of material fissile by thermal neutrons and present in any arbitrary substance, particularly for controlling the state of exhaustion of fuel elements in nuclear reactors | |
| EP0256614B1 (en) | Method for detecting and correcting for isotope burn-in during long-term neutron dosimetry exposure | |
| Branger et al. | Effects of Modelling Assumptions on Cherenkov Light Intensity Predictions | |
| Grader | Measuring reactor neutron spectra with threshold detectors | |
| Adesanmi et al. | Advantages of combined ienaa and k0-factor technique in the determination of U and Th concentrations in exploration rock samples | |
| Lundkvist | Investigation of possible non-destructive assay (NDA) techniques for at the future Swedish encapsulation facility | |
| Perret et al. | On the combination of delayed neutron and delayed gamma measurement techniques for nuclear fuel and its application to nuclear data uncertainty reduction |