DE1275794B

DE1275794B - Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten fuer die zerstoerungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentration spaltbarer Stoffe, insbesondere in Kernreaktorbrennstoffelementen

Info

Publication number: DE1275794B
Application number: DEI17124A
Authority: DE
Inventors: Einfeld Dr K
Original assignee: Interatom Internationale Atomreaktorbau GmbH
Current assignee: Interatom Internationale Atomreaktorbau GmbH
Priority date: 1959-10-17
Filing date: 1959-10-17
Publication date: 1969-04-24
Also published as: US3222521A

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten für die zerstörungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentration spaltbarer Stoffe, insbesondere in den Brennstoffelementen von Kernreaktoren.
Es sind Verfahren bekannt, mittels welcher derartige Rechenwerte durch Bestrahlung des zu analysierenden Stoffgemisches mit thermischen Neutronen, welche eine den jeweiligen Stoffkonzentrationen und Wirkungsquerschnitten proportionale Zahl von Kernspaltungen bewirken, Messung der Zahl der durch diese Spaltungen erzeugten prompten oder verzögerten Neutronen und Durchführung der gleichen Maßnahmen an einem als Eichstandard dienenden, noch unbenutzten Brennstoffelement quantitativ bekannter Zusammensetzung gewonnen werden.
Die Verfahren ergeben Werte, aus denen sich zwar auf die Gesamtmenge der Spaltstoffe schließen läßt, nicht aber auf die Menge der einzelnen Spaltstoffe.
Wenn also mehr als ein Spaltstoff im Kernreaktorbrennstoff vorhanden ist, so sind diese Meßmethoden nicht befriedigend.
Diese Messung auf radiochemischem Wege oder mit Hilfe der Massenspektrometrie bringt zwar die Möglichkeit, die Spaltstoffe einzeln quantitativ zu bestimmen, jedoch ist Voraussetzung für diese Methoden die Zerstörung der Brennelemente.
Um diese Zerstörung der Brennelemente zu vermeiden und trotzdem den Spaltstoffgehalt von Brennelementen getrennt bestimmen zu können, ist ein Verfahren (deutsche Auslegeschrift 1 064 653) bekannt, bei welchem die spezifische Gammastrahlung gemessen wird.
Diese Messung erfolgt entweder in der Weise, daß die Gamma-Emission bei natürlichem Zerfall von Uran und Plutonium gemessen wird, oder indem eine Intensitätsmessung der spezifischen Gammastrahlung zweier bestimmter Spaltprodukte unter Ausnutzung der zahlenmäßigen Unterschiede in der Spaltproduktenausbeute bei der Spaltung des U2S5 und PU2a9 durchgeführt wird.
Bei diesen Verfahren ist zu berücksichtigen, daß die Gammastrahlung eine Schwächung wegen der endlichen Ausdehnung des Brennelementes erfährt, die infolge der unbekannten örtlichen Verteilung der Spaltprodukte im Brennelement schwer erfaßt werden kann, und daß die Trennung zweier spezifischer Gammalinien infolge des begrenzten Auflösungsvermögens auf Schwierigkeiten stößt. Die Meßgenauigkeit ist daher unbefriedigend.
Die bis hier angeführten Verfahrensweisen sind Neutronenaktivierungsan alysen. Im allgemeinen versteht man darunter die Aktivierung von Stoffen unbekannter Zusammensetzung mit Neutronen und die anschließende Messung der Strahlung der entstandenen radioaktiven Substanzen.
Da sowohl die Art der Strahlung, die Energie, als auch die Halbwertszeit für jedes radioaktive Isotop charakteristische Werte besitzt, besteht damit die Möglichkeit, durch eine derartige Messung der Strahlung nach den aufgeführten Parametern die Stoffe zu identifizieren und die vorhandene Konzentration zu ermitteln.
In der Arbeit von T. I. Tylor, Robert H. Anderson und W. W. Havens jr. mit dem Thema >Chemical Analysis by Neutron Spectroscopy< (Science Vol. 114, Oct. 5, 1951, S. 341) wurden außer dem üblichen Verfahren der Neutronen-Akti- vierungsanalyse andere Verfahren mit Neutronen veröffentlicht, bei denen die unbekannten Stoffkonzentrationen in Probekörpern mit Hilfe von Neutronen-Transmissions-Experimenten bestimmt werden.
Hierbei ist Voraussetzung, daß die unbekannten Stoffe Neutronen-Absorptionen oder Streuresonanzen besitzen, die mit Hilfe eines Neutronenspektrometers dann bestimmt werden können.
Aus der Lage und der Form der Resonanzlinie kann auf das Vorhandensein bestimmter Stoffe und auf ihre Menge zurückgeschlossen werden.
In der Zeitschrift »Angewandte Chemie«, Jg. 64, 1952, Nr. 24, S. 679 bis 685, wird von W. Herr ein Verfahren vorgeschlagen, das mehrere Elemente nebeneinander im gleichen Probestück nachweisen soll. Der Nachteil dieses Verfahrens liegt darin, daß es nicht allgemein verwendbar ist und eine analytische Deutung aus der Strahlungs-Charakteristik dann nicht möglich ist, wenn sehr viele Radioisotope gleichzeitig entstehen.
Das von W.A. Brooksbank, G.W. Ledicotte und H. A. Mahlmann vorgeschlagene Verfahren (Journal of Physical Chemistry 1953, H. 8, S. 815 bis 819) einer Aktivierungsanalyse kann nicht auf eine chemische Trennung der Elemente verzichten, um allgemein angewendet werden zu können.
Das in der Zeitschrift »Angewandte Chemie«, Jg. 70, 1958, Nr. 7, S. 181 bis 187 vorgeschlagene Verfahren einer Aktivierungsanalyse ohne chemische Trennung setzt eine gut verfolgbare Halbwertszeit, charakteristische Beta- und Gamma-Zerfallsenergien sowie einen. verhältnismäßig großen Neutroneneinfang-Querschnitt voraus. Das Verfahren bleibt jedoch auf wenige günstige Fälle beschränkt.
In diesen Formen ist die Neutronen-Aktivierungsanalyse nicht geeignet zur zerstörungsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen der Spaltstoffe von bestrahlten oder unbestrahlten Kernreaktor-Brennstoffen. Keine der in dieser Arbeit bezeichneten Methoden -ist geeignet zur Bestimmung der Spaltstoff-Konzentrationen von bestrahlten Kernreaktor-Brennstoffen.
Die den bekannten Verfahren anhaftenden Mängel werden erfindungsgemäß dadurch behoben, daß man auf genau gleiche Weise, jedoch unabhängig voneinander, sowohl das zu analysierende aus n Spaltstoffarten (n größer als 1) bestehende Stoffgemisch als auch den die gleiche Anzahl von Spaltstoffarten enthaltenden Eichstandard einer Neutronenbestrahlung unterwirft, die aus n Einzelbestrahlungen mit jeweils verschiedener mittlerer Energie besteht und in an sich bekannter Weise für jede Einzelbestrahlung die als Rechenwert dienende Gesamtzahl der dabei entstehenden prompten oder verzögerten Neutronen mißt.
Durch diese Arbeitsweise können die Spaltstoffkonzentrationen der oben definierten Neutronen-Aktivierungsanalyse bestimmt werden. Es werden die Schwierigkeiten vermieden, die darin bestehen, daß beim Vorhandensein mehrerer Spaltstoffe die bei der Neutronen-Aktivierungsanalyse durch die Kernspaltungen und Spaltneutronen sich in ihren Eigenschaften hinsichtlich der Spaltstoffe, von denen sie herrühren, so wenig voneinander unterscheiden, daß quantitative Rückschlüsse auf die vorhandenen Spaltstoffe nicht möglich erscheinen.
Bei der Messung der von den radioaktiven Spaltprodukten herrührenden Strahlung in einer Neutronen -Aktivierungsanalyse kommt noch hinzu, daß die bei dem Analyse-Verfahren erzeugte Strahlung intensitätsmäßig um einige Größenordnungen kleiner ist als die bereits vorhandene Gammastrahlung der bestrahlten Kernbrennstoffe, so daß die bei der Neutronen-Aktivierungsanalyse entstehende Strahlung gemessen werden kann.
Auf Grund der Kenntnis der Spaltquerschnitte der Spaltstoffe und der zur Auslösung der Spaltungen benutzten Neutronenspektren können in Verbindung mit der gemessenen Zahl der bei den Spaltungen entstandenen prompten oder verzögerten Neutronen die Bestimmungsgleichungen aufgestellt werden, mittels welcher auf Grund der bekannten Berechnungsmethoden die Spaltstoff-Konzentrationen bestimmt werden können.
Zur Erzeugung der n-verschiedenen Neutronenspektren werden in zweckmäßiger Weise aus einem vorgegebenen Neutronenspektrum nacheinander n Teilspektren unterschiedlicher mittlerer Energie durch mechanische Laufzeitffiter ausgeblendet.
Ein abgewandeltes Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten für die zerstörungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Breanstoffelement eines Kernreaktors, das in einem schweren Moderator angeordnet ist und das allgemein n derartige Stoffaiten enthält, durch Bestrahlung des Brennstoffelementes mit Neutronen, welche eine den jeweiligen Stoffkonzentrationen und Wirkungsquerschnitten proportionale Zahl von Kernspaltungen bewirken, Messllrig der Zahl der durch diese Spaltungen erzeugten prompten Neutronen und Durchführung der gleichen Maßnahmen an einem als Eichstandard dienenden, noch unbenutzten Brennstoffelement quantitativ bekannter Zusammensetzung ist erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß man in dem Moderator einen einzigen gegenüber der Abbremszeit im Moderator kurzen Impuls monoenergetisch schneller Neutronen erzeugt, anschließend die als Rechenwerte dienenden Zählraten der aus dem n Spaltstoffarten (n> 1) enthaltenden Brennstoffelement entweichenden prompten Spaltneutronen zu n verschiedenen Zeitpunkten, entsprechend der Energie der verschiedenen Neutronengruppen, in an sich bekannter Weise mißt und das genau gleiche Verfahren mit dem ebenfalls n Spaltstoffarten enthaltenden Eichstandard als Brenustoffelement wiederholt.
Eine abgewandelte Verfahrensweise gemäß der Erfindung kann auch noch darin bestehen, daß man ein vorgegebenes Neutronen spektrum dadurch verändert, daß man dem Moderator einen Absorber in homogener Verteilung zusetzt.
Es können auch folgende Meßverfahren benutzt werden: a) Ein in einem Moderator vorgegebenes Neutronenspektrum kann durch einen homogen verteilten Zusatz eines Absorbers verändert werden.
Gemessen wird die Zahl der verzögerten Neutronen nach Abschalten des vorgegebenen Neutronenspektrums. b) Ein in einem Moderator vorgegebenes Neutronenspektrum wird durch einen zwischen der Quelle des Neutronenspektrums und dem Brennstoff angebrachten Absorber verändert.
Gemessen wird die Zahl der verzögerten Neu- tronen nach Abschalten des vorgegebenen Neutronenspektrums.
Für die Ermittlung der Konzentrationen dient das nachfolgend beschriebene mathematische Verfahren.
Beim Verfahren nach Anspruch 1 liefert die n-fache Bestrahlung der zu analysierenden Probe n Meß-oder Rechenwerte, mit denen ein erstes lineares Gleichungssystem aufgestellt werden kann, in dem die n Spaltstoffkonzentrationen als Unbekannte auftreten. Dieses Gleichungssystem wird in bekannter Weise gelöst, wenn man seine Koeffizienten kennt.
Diese Koeffizienten erhält man durch die genau gleichartige n-malige Bestrahlung des Eichstandards, indem man das aus den hierbei gemessenen Meß-oder Rechenwerten folgende zweite Gleichungssystem, wegen der in diesem Fall bekannten Konzentrationen, nach dem gesuchten Koeffizienten auflöst.
Beim Verfahren nach Anspruch 3 verfährt man genauso, wobei die Rechenwerte in diesem Fall den Zählraten entsprechen, die zu den n verschiedenen Zeitpunkten gemessen werden.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand eines vereinfachten Beispiels erläutert werden.
Angenommen, es sei in einem Brennstoffelement lediglich die Konzentration von Pu239 und U285 quantitativ zu bestimmen. Es wird davon ausgegangen, daß der Verlauf der Spaltquerschnltte'in Abhängigkeit von der Energie nach F i g. 1 für die beiden genannten Elemente unterschiedlich ist.
Die in durchgehender Linie dargestellte Kurve gibt die Spaltquerschnitte für Pur39 und die gestrichelte Linie die Spaltquerschnitte für U255 an. Das Brennstoffelement wird nunmehr einem Neutronenfluß ausgesetzt, dessen spektrale Verteilung aus F i g. 2, a, zu ersehen ist.
Die dabei entstehende Reaktionsrate in Abhängigkeit von der Energie der Neutronen ist in F 1 g. 3, a, dargestellt. Gemessen wird diese Reaktionsrate nach Beendigung der Einwirkung des Neutronenflusses auf das Brennstoffelement, durch Registrierung der Anzahl der verzögerten Neutronen, welche der Zahl der Spaltungen proportional ist.
Die gleiche Messung wird nochmals mit dem in F i g. 2, b, dargestellten Neutronenfluß wiederholt.
Hierbei ergibt sich die in Fig. 3, b, dargestellte Reaktionsrate.
Durch bekannte Rechnungen kann aus den von den Kurvenzügen umschlossenen Flächen nach Fig. 3, a und b sowohl das Verhältnis von Pu239 zu U285 bestimmt werden als auch - nach vorheriger Messung an einem unbenutzten Brennstoffelement -die absolute Konzentration jedes Spaltstoffes.
Neutronen-Aktivierungsanalysen eignen sich vorzugsweise zum Spurennachweis von zahlreichen Elementen. Sie bedingen in der Mehrzahl ihrer Anwendungsrälle die chemische Trennung der radioaktiven Substanzen, deren Strahlung jeweils getrennt zu messen ist, da z. B. bei einer pile-Aktivierung einer Probe sehr viele Radioisotope gleichzeitig entstehen, deren analytische Deutung aus einer Strahlungscharakteristik nach den bisher bekannten Methoden ohne eine chemische Trennung nicht möglich ist.
Dernnach liegen die Nachteile der hier in Frage kommenden Neutronen-Aktivierungsanalyse ohne chemische Trennung darin, daß es nur in manchen Fällen gelingt, allein aus der Abklingkurve einer aktivierten Probe einzelne Komponenten einer Mischung zu bestimmen, d. h. nur dann, wenn die Halbwertszeiten der zu bestimmenden Komponenten weit auseinander liegen. Selbst dann, wenn die Strahler verschiedene Energie besitzen, demnach noch eine Möglichkeit besteht, eine Neutronen-Aktivierungsanalyse durchzuführen, so sind erfahrungsgemäß die Ergebnisse wegen der stets noch vorhandenen anderen Radioelemente und der dadurch chemisch sich ergebenden Fehler mit Mängeln behaftet.
Überdies sind Neutronen-Aktivierungsanalysen ohne chemische Trennung aus den genannten nachteiligen Gründen nicht allgemein anwendbar.
Vor allem aber gestatten diese Methoden nicht das gleichzeitige, getrennte Bestimmen mehrerer Spaltstoffanteile.
Demgegenüber sind die wesentlichen Vorteile des erfindungsgemäßen Verfahrens die getrennte Bestimmung von einem oder insbesondere mehreren Spaltstoffelementen in einem Brennstoffelement auf Grund des verschiedenen Verlaufs der Spaltquerschnitte.
Die Erfindung behebt den Nachteil, daß die Gammastrahlung bestimmter radioaktiver Spaltprodukte gemessen werden muß, wobei infolge des begrenzten Auflösungsvermögens und des hohen Strahlungsuntergrundes nur eine sehr geringe und unbefriedigende Meßgenauigkeit erzielt werden kann.

Claims

Patentansprüche: 1. Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten für die zerstörungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe, insbesondereindenBrennstoffelementenvonKernreaktoren, welche allgemein n derartige Stoffarten enthalten, durch Bestrahlung des zu analysierenden Stoffgemisches mit thermischen Neutronen, welche eine den jeweiligen Stoffkonzentrationen und Wirkungsquerschnitten proportionale Zahl von Kernspaltungen bewirken, Messung der Zahl der durch diese Spaltungen erzeugten prompten oder verzögerten Neutronen und Durchführung der gleichen Maßnahmen an einem als Eichstandard dienenden, noch unbenutzten Brennstoffelement quantitativ bekannter.Zusammensetzung, dadurch gekennzeichnet, daß man auf genau gleiche Weise, jedoch unabhängig voneinander, sowohl das zu analysierende aus n Spaltstoffarten (n> 1) bestehende Stoffgemisch als auch den die gleiche Anzahl von Spaltstoffarten enthaltenden Eichstandard einer Neutronenbestrahlung unterwirft, die aus n Einzelbestrahlungen mit jeweils verschiedener mittlerer Energie besteht und in an sich bekannter Weise für jede Einzelbestrahlung die als Rechenwert dienende Gesamtzahl der dabei entstehenden prompten oder verzögerten Neutronen mißt.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch ge kennzeichnet, daß man die n verschiedenen Neutronenspektren dadurch erzeugt, daß man aus einem vorgegebenen Neutronenspektrum nacheinander n Teilspektren unterschiedlicher mittlerer Energie durch mechanische Laufzeiffilter ausblendet.
3. Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten für die zerstörungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Brennstoffelement eines Kernreaktors, das in einem schweren Moderator angeordnet ist und das allgemein n derartige Stoffarten enthält, durch Bestrahlung des Brennstoffelementes mit Neutronen, welche eine den jeweiligen Stoffkonzentrationen und Wirkungsquerschnitten proportionale Zahl von Kernspaltungen bewirken, Messung der Zahl der durch diese Spaltungen erzeugten prompten Neutronen und Durchführung der gleichen Maßnahmen an einem als Eichstandard dienenden, noch unbenutzten Brennstoffelement quantitativ bekannter Zusammensetzung, dadurch gekennzeichnet, daß man in dem Moderator einen einzigen gegenüber der Abbremszeit im Moderator kurzen Impuls monoenergetisch schneller Neutronen erzeugt, anschließend die als Rechenwerte dienenden Zählraten der aus dem n Spaltstoffarten (n >1) enthaltenden Brennstoffelement entweichenden prompten Spaltneutronen zu n verschiedenen Zeitpunkten, entsprechend der Energie der verschiedenen Neutronengruppen, in an sich bekannter Weise mißt und das genau gleiche Verfahren mit dem ebenfalls n Spaltstoffarten enthaltenden Eichstandard als Brennstoffelement wiederholt.
4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß man ein vorgegebenes Neutronenspektrum dadurch verändert, daß man dem Moderator einen Absorber in homogener Verteilung zusetzt.