RU2527489C2

RU2527489C2 - Neutron-activation method of monitoring burning of spent fuel assemblies of thermal neutron reactors and apparatus therefor

Info

Publication number: RU2527489C2
Application number: RU2012147199/07A
Authority: RU
Inventors: Василий Сергеевич Краев; Виктор Григорьевич Казеев; Юрий Илларионович Чернухин; Дмитрий Владимирович Хмельницкий; Сергей Иванович Стрельцов; Владимир Александрович Терехин; Сергей Иванович Юрков; Николай Никифорович Давиденко; Юрий Евгеньевич Яненко; Юрий Михайлович Лобков
Priority date: 2012-11-06
Filing date: 2012-11-06
Publication date: 2014-09-10
Also published as: RU2012147199A

Abstract

FIELD: physics, atomic power.

SUBSTANCE: present invention relates to means of measuring burn-up of spent fuel assemblies of thermal neutron reactors. A diagnostic container is placed at the bottom of a cooling pond under water. The wall of the housing has an annular cavity with a liquid tracer substance surrounded by polypropylene layers and steel layers, as well as a cadmium layer. The housing has a centre cavity in which spent fuel assemblies are placed. The container is closed with a cover. Water is removed from the centre cavity with the spent fuel assemblies. The tracer substance is activated, drained into a laboratory vessel and stirred. A sample is then collected. The average specific activity of the tracer substance is measured and the neutron radiation intensity of the spent fuel assemblies and the associated burn-up of the spent fuel assemblies is determined. The annular cavity with the liquid tracer substance can consist of multiple rings insulated from each other. Burn-up is then determined for each ring and a burn-up profile for the spent fuel assemblies is then constructed.

EFFECT: enabling all-round encircling of the core region of the spent fuel assemblies with the tracer substance, excluding the effect of water on measurement accuracy, eliminating background effect when measuring specific activity of the tracer substance and high accuracy of determining burn-up of spent fuel assemblies of thermal neutron reactors without retrieving spent fuel assemblies from the cooling pond.

9 cl, 3 dwg

Description

Область техникиTechnical field

Изобретение относится к неразрушающим дистанционным методам контроля выгорания топлива отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на тепловых нейтронах. В частности, способ и устройство предназначены для измерения глубины выгорания (В) ОТВС реакторов ВВЭР-1000 в диапазоне В≈(15÷70) МВт·сут/кг U в реальных условиях их хранения в бассейнах выдержки, заполненных водой. Глубина выгорания топлива - количество выделившейся энергии в одном килограмме урана, содержавшегося в топливе, за время кампании реактора.The invention relates to non-destructive remote control methods for fuel burnup of spent fuel assemblies (SFA) of thermal neutron reactors. In particular, the method and the device are intended for measuring the burnup depth (V) of the SFAs of VVER-1000 reactors in the range B≈ (15 ÷ 70) MW · day / kg U under actual storage conditions in holding pools filled with water. Fuel burnup depth - the amount of energy released in one kilogram of uranium contained in the fuel during the reactor campaign.

Данные о глубине выгорания отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в активных зонах ОТВС представляют большой интерес для анализа и оптимизации происходящих в них процессов, а также осуществления гарантий МАГАТЭ по нераспространению ядерных материалов, что предъявляет повышенные требования к точности определения этой величины.The data on the burnup rate of spent nuclear fuel (SNF) in the SFA core areas are of great interest for the analysis and optimization of the processes occurring in them, as well as for the implementation of IAEA safeguards for the non-proliferation of nuclear materials, which places increased demands on the accuracy of determining this value.

Предшествующий уровень техникиState of the art

Существующие к настоящему времени методы контроля выгорания ОЯТ можно разделить на три основных группы: радиохимические методы, гамма (γ) - спектрометрические методы и нейтронные (n) методы.The currently existing methods for controlling spent fuel burnup can be divided into three main groups: radiochemical methods, gamma (γ) spectrometric methods, and neutron (n) methods.

Радиохимические методы основаны на отборе проб ОЯТ из ОТВС, выделении из них актиноидпых элементов (U, Pu, Am, Cm) или индикаторных нуклидов - продуктов деления (Cs, Се, Eu и др.), масс-спектрометрическом, α-спектрометрическом и γ-спектрометрическом определении содержания изотопов этих нуклидов в отобранных пробах и вычислении по этим данным выгорания топлива в каждой из проб. Результаты измерений для проб, проводимые этими методами, характеризуются сравнительно высокой точностью.Radiochemical methods are based on the collection of spent nuclear fuel from SFAs, the isolation of actinide elements (U, Pu, Am, Cm) or indicator nuclides - fission products (Cs, Ce, Eu, etc.), mass spectrometric, α-spectrometric and γ - spectrometric determination of the content of isotopes of these nuclides in the selected samples and calculation from these data of fuel burnout in each of the samples. The measurement results for samples carried out by these methods are characterized by relatively high accuracy.

Недостатком радиохимических методов является большая длительность анализа, трудоемкость и необходимость применения громоздкого и дорогостоящего оборудования, обслуживание которого связано с проведением многочисленных ручных операций в загрязненных условиях. Как всякие разрушающие методы, радиохимические методы малопригодны для анализа выгорания топлива во всем объеме ОТВС.The disadvantage of radiochemical methods is the long analysis time, the complexity and the need to use bulky and expensive equipment, the maintenance of which is associated with numerous manual operations in contaminated conditions. Like any destructive methods, radiochemical methods are of little use for the analysis of fuel burnout in the entire SFA.

Гамма (γ) - спектрометрические методы основаны на измерении линейчатых γ-спектров одного или нескольких радиоактивных изотопов - продуктов деления, содержание которых в ОТВС коррелирует с выгоранием ядерного топлива. Гамма-спектрометрические методы относятся к разряду неразрушающих методов, позволяющих характеризовать выгорание ОЯТ во всем объеме ОТВС, имеющих, как правило, очень большие весогабаритные показатели и сложную конструкционную структуру.Gamma (γ) - spectrometric methods are based on measuring the linear γ-spectra of one or more radioactive isotopes - fission products, the content of which in the SFA correlates with the burnup of nuclear fuel. Gamma-spectrometric methods belong to the category of non-destructive methods that allow characterizing the burnup of spent nuclear fuel in the entire volume of SFAs, which, as a rule, have very large weight and size characteristics and a complex structural structure.

В реальных условиях дистанционной спектрометрии γ-излучения цельных крупногабаритных ОТВС (в частности, в реакторах ВВЭР-1000) достижение высокой точности проблематично прежде всего из-за трудноучитываемого эффекта самопоглощения анализируемых γ-квантов. Важным фактором, сильно влияющим на точность определения этим методом выгорания ОТВС, является также большой γ-фон. Мощность дозы γ-излучения вблизи ОТВС может достигать значений ~10⁴ Р/час. Это фон, вызываемый другими, кроме анализируемых, продуктами деления, а также многократно рассеянным γ-излучением. Он увеличивает «загрузку» регистрирующей аппаратуры, ведет к появлению ложных сигналов в анализируемом энергетическом окне регистрации за счет наложения сигналов от γ-квантов с энергиями, отличными от энергий диагностируемых γ-линий. Как следствие, возникает необходимость применения коллимирующих, сканирующих, фильтрующих и котировочных устройств, использование которых само может стать источником дополнительных погрешностей.Under real conditions of remote spectrometry of γ-radiation of whole large-size SFAs (in particular, in VVER-1000 reactors), achieving high accuracy is problematic primarily because of the difficult to account for self-absorption effect of the analyzed γ-quanta. An important factor that greatly affects the accuracy of determining the SFA by this method of burning out is also a large γ-background. The dose rate of γ radiation near the SFA can reach values of ~ 10 ⁴ R / hour. This is the background caused by fission products other than the ones being analyzed, as well as by multiple scattered γ-radiation. It increases the “load” of the recording equipment, leads to the appearance of false signals in the analyzed energy registration window due to the superposition of signals from γ-quanta with energies different from the energies of the diagnosed γ-lines. As a result, there is a need to use collimating, scanning, filtering and quoting devices, the use of which itself can become a source of additional errors.

Нейтронные (n) методы основаны на сильной корреляции n-излучения ОТВС тепловых реакторов и глубины выгорания, что обязано спонтанному делению нарабатываемого в них изотопа кюрия-244 (²⁴⁴Cm) с периодом полураспада T_Cm=18,1 лет. При В≥15 МВт сут/кг U, времени выдержки ОТВС после извлечения из активной зоны реактора t_в≈(3÷15) лет и фиксированном начальном обогащении урана в топливе. Эта связь между интенсивностью n-источпиков в ОТВС (S_n) и глубиной выгорания (В) ОТВС с хорошей точностью описывается степенной функцией:Neutron (n) methods are based on a strong correlation of the n-radiation from the SFA of thermal reactors and the burnup depth, which is due to the spontaneous fission of the Curium-244 isotope produced in them ( ²⁴⁴ Cm) with a half-life of T _Cm = 18.1 years. At В≥15 MW days / kg U, the spent fuel assembly holding time after extraction from the reactor core t _at ≈ (3 ÷ 15) years and a fixed initial enrichment of uranium in the fuel. This relationship between the intensity of n-sources in the SFA (S _n ) and the burnup depth (B) of the SFA is described with good accuracy by a power function:

S_n~В^α·exp(-λ_Cmt_в), при α~4÷5 (1) где:S _n ~ V ^α exp (-λ _Cm t _c ), for α ~ 4 ÷ 5 (1) where:

S_n (н/с) - интенсивность n-источников в ОТВС,S _n (n / s) is the intensity of n-sources in the SFA,

В (МВт сут/кг U) - глубина выгорания ОТВС,In (MW day / kg U) - the burnup depth of the SFA,

λ_Cm=0.69 (T_Cm)^-1 - константа радиоактивного распада ²⁴⁴Cm,λ _Cm = 0.69 (T _Cm ) ^-1 - radioactive decay constant ²⁴⁴ Cm,

t_в≈(3÷15) лет - время выдержки ОТВС после извлечения из активной зоны реактора, (В.Ф.Фролов. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М., Энергоатомиздат, 1989 г.).t _at ≈ (3 ÷ 15) years is the time spent fuel assemblies are kept after extraction from the reactor core, (V.F. Frolov. Nuclear-physical methods for controlling fissile materials. M., Energoatomizdat, 1989).

α - показатель корреляционной зависимости, который определяется индивидуально для каждого реакторного блока, рассчитан по программам высокого уровня, такой как ПРИЗМА-РИСК (ВНИИТФ) (зарегистрирована в отраслевом фонде алгоритмов и программ ОФАП, акт №687 от 19.11.2009).α is the correlation dependence index, which is determined individually for each reactor block, calculated according to high-level programs, such as PRISMA-RISK (VNIITF) (registered in the branch fund of algorithms and programs OFAP, act No. 687 of 11/19/2009).

Отсюда следует, что в n-методах достижение высокой точности определения глубины выгорания ОЯТ происходит за счет повышения точности измерения интенсивности n-источников - S_n.It follows that in n-methods the achievement of high accuracy in determining the SNF burnup depth is achieved by increasing the accuracy of measuring the intensity of n-sources - S _n .

Достоинством n-методов являются:The advantages of n-methods are:

- большая чувствительность метода, что обеспечивается высоким значением показателя степени α~4÷5 в формуле (1);- high sensitivity of the method, which is ensured by a high value of the exponent α ~ 4 ÷ 5 in the formula (1);

- высокая представительность контроля среднего выгорания топлива по поперечному сечению ОТВС, что обеспечивается большой проникающей способностью нейтронов деления, то есть пренебрежимо малым их самопоглощением в ОТВС;- high representativeness of the control of the average burnup of the fuel over the cross section of the SFA, which is ensured by the large penetrating power of fission neutrons, that is, their negligible self-absorption in the SFA;

- малое влияние истории облучения ОТВС в реакторе на результаты измерений, что обусловлено достаточно большим периодом полураспада изотопа ²⁴⁴Cm(T_Cm≈18,1 лет) - основного источника регистрируемых нейтронов - и пренебрежимо малым его выгоранием за время кампании реактора (~3 года);- the small influence of the history of SFA irradiation in the reactor on the measurement results, which is due to a sufficiently long half-life of the ²⁴⁴ Cm isotope (T _Cm ≈18.1 years), the main source of detected neutrons, and its negligible burnup during the reactor campaign (~ 3 years) ;

- слабая чувствительность погрешности определения выгорания (σ_в) к погрешности нейтронных измерений (σ_n): σ_в~α^-1σ_n, при α~4÷5, а также к точности задания исходных параметров t_в в формуле (1).- weak sensitivity of the error in determining the burnup (σ _in ) to the error of neutron measurements (σ _n ): σ _in ~ α ^-1 σ _n , at α ~ 4 ÷ 5, and also to the accuracy of setting the initial parameters t _in the formula (1).

В качестве аналога был выбран принцип нейтронной активации водного раствора марганцевой соли по аналогии с методикой «марганцевый бак», применяемой для прецизионных калибровок нейтронных источников (К.Бекурц, К.Виртц. Нейтронная физика. М., Атомиздат, 1968 г.).As an analogue, the principle of neutron activation of an aqueous solution of manganese salt was chosen by analogy with the "manganese tank" technique used for precision calibrations of neutron sources (K. Bekurts, K. Wirtz. Neutron Physics. M., Atomizdat, 1968).

В измерениях по методике «марганцевый бак» контролируемый n-источник помещается в бак с водным раствором сульфата марганца (MnSO₄) на время t₀, в течение которого производится активация ядер ⁵⁵Mn в результате радиационного захвата замедлившихся в воде нейтронов с образованием радиоактивного изотопа ⁵⁶Mn, обладающего удобными для регистрации периодом полураспада T_Mn=2,58 ч и энергиями рождающихся при этом γ-квантов: Е_γ, МэВ=0,847 (99); 1,811 (29); 2,110 (15), где в скобках указан квантовый выход в процентах на распад. После активации раствор тщательно перемешивают, берут его часть (пробу) и подвергают γ-спектрометрическому анализу для определения удельной активности (А) изотопа ⁵⁶Mn. Удельная активность (А) линейно связана с измеряемой интенсивностью (S_n) n-излучения контролируемого источника. Точность измерения этой величины методом «марганцевого бака» составляет ~(1÷2)%.In measurements using the “manganese tank” technique, a controlled n-source is placed in a tank with an aqueous solution of manganese sulfate (MnSO ₄ ) for a time t ₀ during which ⁵⁵ Mn nuclei are activated as a result of radiation capture of neutrons slowed down in water with the formation of a radioactive isotope ⁵⁶ Mn, which has a half-life T _Mn = 2.58 h, which is convenient for recording and with energies of the γ quanta generated in this case: E _γ , MeV = 0.847 (99); 1.811 (29); 2,110 (15), where in parentheses is the quantum yield in percent on decay. After activation, the solution is thoroughly mixed, part (sample) is taken and subjected to γ-spectrometric analysis to determine the specific activity (A) of the ⁵⁶ Mn isotope. The specific activity (A) is linearly related to the measured intensity (S _n ) of n-radiation of a controlled source. The accuracy of measuring this value by the "manganese tank" method is ~ (1 ÷ 2)%.

Недостатком способа являются весогабаритные характеристики диагностируемой ОТВС, ее сложная структура и большое содержание делящихся материалов. Поэтому непосредственно использовать эту методику для измерений интенсивности n-измерения ОТВС в условиях бассейна выдержки невозможно.The disadvantage of this method is the weight and size characteristics of the diagnosed SFA, its complex structure and a high content of fissile materials. Therefore, it is impossible to directly use this technique for measuring the intensity of the n-measurement of SFAs in a holding pool.

В качестве прототипа для устройства была выбрана измерительные установка, реализующая нейтронный метод контроля выгорания ОТВС. Она представляет собой несущую конструкцию в виде плиты с центральным отверстием, обеспечивающим прохождение через него ОТВС (С.А.Андрушечко и др. Известия Вузов. Ядерная энергетика, №2, с.60-70, 2004 г.). На плите с центральным отверстием устанавливают два или более нейтронных детекторов, как правило, в виде камер деления. Такие измерительные установки оснащены соответствующими приводами, которые позволяют производить аксиальное сканирование нейтронного потока контролируемых ОТВС путем их непрерывной или дискретной протяжки через детектирующие устройства непосредственно в бассейне выдержки. После чего результаты нейтронного сканирования ОТВС обрабатывают, усредняют по высоте ОТВС и определяют среднее выгорание топлива в контролируемой ОТВС.As a prototype for the device, a measuring installation was chosen that implements the neutron method for controlling the burn-out of SFAs. It is a load-bearing structure in the form of a plate with a central hole that allows SFAs to pass through it (S.A. Andrushechko et al. Izvestia Vuzov. Nuclear Energy, No. 2, pp. 60-70, 2004). Two or more neutron detectors, usually in the form of fission chambers, are mounted on a plate with a central hole. Such measuring installations are equipped with appropriate drives, which allow axial scanning of the neutron flux of the controlled SFAs by continuous or discrete drawing through detection devices directly in the holding pool. After that, the results of neutron scanning of the SFA are processed, averaged over the height of the SFA, and the average fuel burnup in the controlled SFA is determined.

Недостатком для подобных измерительных устройств, реализующих n-метод, является слишком большая погрешность определения глубины выгорания ОТВС реакторов ВВЭР-440. Погрешность составила σ_в≈(11-14)% (2σ), чему соответствует погрешность n-измерений σ_n≈30%.The disadvantage for such measuring devices that implement the n-method is the too large error in determining the burnup depth of the SFA of VVER-440 reactors. The error was σ _in ≈ (11-14)% (2σ), which corresponds to the n-measurement error σ _n ≈30%.

В качестве прототипа предлагаемого способа была выбрана методика «Вилка», разработанная в LANL (Fork system) для контроля выгорания ОТВС энергетических реакторов (R.I.Ewing. Bumnup verification measurements at USA nuclear utilities using the Fork-system. ICNC-95. Albuquerque. USA. v.II, p.64-68, 1995). В этой методике измеряют n-излучения ОТВС камерами деления, размещенными на рычагах несущей конструкции, выполненной в виде вилки. Сканируют активную зону ОТВС, протягивая ее между рычагами вилки непосредственно в бассейне выдержки.As a prototype of the proposed method, the “Fork” method was chosen, developed in LANL (Fork system) for controlling burnup of SFAs of energy reactors (RIEwing. Bumnup verification measurements at USA nuclear utilities using the Fork-system. ICNC-95. Albuquerque. USA. v. II, p. 64-68, 1995). In this technique, the n-radiation of the SFA is measured by fission cameras placed on the levers of the supporting structure made in the form of a fork. Scan the active area of the SFA, stretching it between the levers of the fork directly in the exposure pool.

Основным недостатком существующих измерительных установок является сильное влияние, оказываемое внешней средой, на показания нейтронных детекторов при типовых условиях измерений в бассейне выдержки, заполненном, как правило, борированной водой. Это приводит, во-первых, к изменению коэффициента размножения нейтронов в системе, состоящей из бассейна выдержки, измерительных установок, ОТВС, причем, зависимым от выгорания ОТВС образом. Во-вторых, к замедлению и поглощению нейтронов на их пути к детекторам, что затрудняет интерпретацию получаемых результатов измерений.The main disadvantage of existing measuring systems is the strong influence exerted by the external environment on the readings of neutron detectors under typical measurement conditions in a holding pool filled, as a rule, with borated water. This leads, firstly, to a change in the neutron multiplication coefficient in a system consisting of a holding pool, measuring devices, SFAs, moreover, in a manner dependent on the burning out of SFAs. Secondly, to slow down and absorb neutrons on their way to the detectors, which complicates the interpretation of the obtained measurement results.

К недостаткам относится также существенное влияние сильного (~10⁴ Р/час) и переменного вдоль оси ОТВС γ-фона на работу нейтронных детекторов и определенные трудности, связанные с достижением необходимой точности юстировки ОТВС относительно детекторов при сканировании их нейтронного потока.The disadvantages also include the significant influence of a strong (~ 10 ⁴ R / h) and γ-background variable along the SFA axis on the operation of neutron detectors and certain difficulties associated with achieving the necessary accuracy of adjusting the SFA relative to the detectors when scanning their neutron flux.

Эти факторы приводят к необходимости введения многочисленных и часто трудно учитываемых поправок при обработке результатов измерений, что отражается на точности контроля выгорания исследуемых ОТВС.These factors lead to the necessity of introducing numerous and often difficult to take into account corrections when processing measurement results, which affects the accuracy of burnup control of the studied SFA.

Раскрытие изобретения.Disclosure of the invention.

Задачей изобретения является повышение точности нейтронно-активационного способа приборного контроля глубины выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки.The objective of the invention is to improve the accuracy of the neutron activation method of instrumentation to control the burnup depth of the SFA of energy reactors using thermal neutrons without removing the SFA from the water of the exposure pool.

Технический результат заключается в одновременном, всестороннем окружении активной зоны ОТВС индикаторным веществом, устранении помех от воды между активной зоной ОТВС и индикаторным веществом при его активации, устранении фоновых влияний при измерении удельной активности индикаторного вещества в лабораторных условиях.The technical result consists in the simultaneous, comprehensive surrounding of the SFA core by the indicator substance, eliminating interference from water between the SFA core and the indicator substance when it is activated, eliminating background influences when measuring the specific activity of the indicator substance in laboratory conditions.

Указанный технический результат достигается тем, что в нейтронно-активационном способе контроля выгорания ОТВС реакторов на тепловых нейтронах, заключающемся в перемещении ОТВС под водой к месту измерения до сближения активной зоны ОТВС с нейтронно-чувствительным элементом, определении интенсивности (S_n) нейтронного излучения ОТВС, расчете выгорания по известной зависимости между выгоранием и интенсивностью B(S_n), согласно изобретению на дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер с кольцеобразной полостью в стенке корпуса, заполненной жидким индикаторным веществом, и центральной полостью, в которую помещают и фиксируют ОТВС. Закрывают контейнер, затем удаляют воду из центральной полости с ОТВС и проводят активацию индикаторного вещества в течение фиксированного времени. Сливают индикаторное вещество, перемешивают его, берут из него пробу, по которой измеряют среднюю удельную активность индикаторного вещества. С учетом калибровки измерительной установки определяют интенсивность нейтронного излучения (S_n) и связанную с ней глубину выгорания (В) ОТВС.The specified technical result is achieved by the fact that in the neutron-activation method for controlling the burnout of SFAs of thermal neutrons, which consists in moving the SFAs under water to the measurement site until the active zone of the SFAs comes closer to the neutron-sensitive element, determining the intensity (S _n ) of the neutron radiation of the SFAs, the calculation of burnout according to the known relationship between burnup and intensity B (S _n ), according to the invention, a diagnostic container with an annular cavity is installed on the bottom of the holding pool under water In the wall of the body filled with liquid indicator substance, and in the central cavity into which the SFA is placed and fixed. The container is closed, then water is removed from the central cavity with the SFA and the indicator substance is activated for a fixed time. The indicator substance is drained, it is mixed, a sample is taken from it, according to which the average specific activity of the indicator substance is measured. Taking into account the calibration of the measuring installation, the neutron radiation intensity (S _n ) and the associated burnup depth (B) of the SFA are determined.

Расположение индикаторного вещества в кольцеобразной полости в стенке контейнера позволяет одновременно и всесторонне окружить активную зону ОТВС по ее боковой стороне. Удаление воды из ДК, не поднимая ОТВС на поверхность воды, позволяет устранить влияние воды на коэффициент умножения ОТВС и тем самым на измеряемую интенсивность источников нейтронов в ОТВС в способе контроля глубины выгорания.The location of the indicator substance in the annular cavity in the container wall allows you to simultaneously and comprehensively surround the active zone of the SFA along its side. Removing water from a DC without raising the SFA to the surface of the water eliminates the effect of water on the multiplication factor of the SFA and thereby on the measured intensity of neutron sources in the SFA in the method for controlling the burnup depth.

Слив индикаторного вещества и дальнейшее его исследование вне бассейна выдержки позволяет исключить сильный γ-фон от диагностируемой ОТВС. Все это позволяет повысить точность способа контроля глубины выгорания ОТВС.The discharge of the indicator substance and its further investigation outside the exposure pool allows to exclude a strong γ-background from the diagnosed SFA. All this allows you to improve the accuracy of the method of controlling the burnup depth of the SFA.

Можно измерять удельную активность индикаторного вещества гамма-спектрометром. Это дополнительно улучшает точность способа контроля глубины выгорания.The specific activity of the indicator substance can be measured with a gamma spectrometer. This further improves the accuracy of the burnup control method.

Можно заполнять индикаторным веществом кольцеобразную полость в стенке контейнера, состоящую из отдельных, изолированных друг от друга колец, внутри стенки боковой поверхности цилиндрического диагностического контейнера. После облучения индикаторное вещество из каждого кольца сливают отдельно, определяют глубину выгорания для каждого кольца, составляют профиль глубины выгорания для активной зоны ОТВС. Профиль выгорания при этом более точный, чем в прототипе, из-за всестороннего охвата активной зоны ОТВС индикаторным слоем.It is possible to fill with an indicator substance an annular cavity in the container wall, consisting of separate, isolated from each other rings, inside the wall of the lateral surface of the cylindrical diagnostic container. After irradiation, the indicator substance from each ring is poured separately, the burnup depth for each ring is determined, and the burnup depth profile for the SFA active zone is compiled. The burnout profile is more accurate than in the prototype due to the comprehensive coverage of the SFA core by the indicator layer.

Задачей изобретения является создание устройства, определяющего с повышенной точностью глубину выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки.The objective of the invention is to provide a device that determines with increased accuracy the burnup depth of the SFA of energy reactors using thermal neutrons without removing the SFA from the water of the exposure pool.

Технический результат заключается в одновременном, всестороннем схватывании индикаторным веществом активной зоны ОТВС, избавлении от влияния воды на точность измерения, устранении фоновых влияний при измерении удельной активности индикаторного вещества.The technical result consists in the simultaneous, comprehensive grasp of the SFA core by the indicator substance, getting rid of the influence of water on the measurement accuracy, eliminating background influences when measuring the specific activity of the indicator substance.

Технический результат достигается тем, что в устройстве для контроля выгорания ОТВС, содержащем чувствительный к нейтронному излучению элемент, окруженный слоями полиэтилена и кадмия, согласно изобретению устройство выполнено в виде диагностического контейнера, состоящего из крышки и корпуса с центральной полостью для размещения ОТВС и кольцеобразной полостью в боковой стенке корпуса, которая окружена слоями кадмия и водородосодержащего вещества. Контейнер соединен с детектирующим блоком для измерения удельной активности индикаторного вещества, при этом чувствительный к нейтронному излучению элемент выполнен в виде жидкого индикаторного вещества, помещенного в кольцеобразную полость в боковой стенке корпуса диагностического контейнера.The technical result is achieved in that in a device for controlling the burn-out of a SFA containing a neutron-sensitive element surrounded by layers of polyethylene and cadmium, according to the invention, the device is made in the form of a diagnostic container consisting of a lid and a housing with a central cavity for accommodating the SFA and an annular cavity in the side wall of the casing, which is surrounded by layers of cadmium and a hydrogen-containing substance. The container is connected to a detecting unit for measuring the specific activity of the indicator substance, while the neutron-sensitive element is made in the form of a liquid indicator substance placed in an annular cavity in the side wall of the body of the diagnostic container.

Кольцеобразная полость конструктивно расположена вокруг активной зоны ОТВС, одновременно и всесторонне охватывает ее. Кольцеобразная полость окружена слоями кадмия и водородосодержащего вещества. При этом чувствительный к нейтронному излучению элемент представлен в виде жидкого индикаторного вещества, заполняющего кольцеобразную полость. Чувствительный элемент является жидкостью, принимающей форму кольцеобразной полости, в которую она налита, а значит, также охватывает активную зону ОТВС.An annular cavity is structurally located around the SFA core, and at the same time comprehensively covers it. The annular cavity is surrounded by layers of cadmium and a hydrogen-containing substance. At the same time, the element sensitive to neutron radiation is presented in the form of a liquid indicator substance filling the annular cavity. The sensitive element is a liquid that takes the form of an annular cavity into which it is poured, which means it also covers the active zone of the SFA.

Индикаторное жидкое вещество может быть выполнено в виде водного раствора сульфата марганца.The indicator liquid substance can be made in the form of an aqueous solution of manganese sulfate.

Измеритель интенсивности нейтронного излучения может быть выполнен в виде гамма-спектрометра. Это дополнительно повышает точность нейтронно-активационного способа.The neutron radiation intensity meter can be made in the form of a gamma spectrometer. This further improves the accuracy of the neutron activation method.

Водородосодержащее вещество может быть выполнено из полипропилена.The hydrogen-containing substance may be made of polypropylene.

Боковая стенка корпуса диагностического контейнера может быть выполнена многослойной, состоящей из внешнего слоя стали, слоя пропропилена, слоя стали, полости для индикаторного вещества, слоя стали, слоя полипропилена, внутреннего слоя стали, слоя кадмия. Слои стали придают контейнеру прочность. Слои полипропилена замедляют быстрые нейтроны. Слой кадмия пропускает поток быстрых нейтронов от ОТВС к индикаторному веществу, но уменьшает поток тепловых нейтронов извне на ОТВС. Это уменьшает фоновый источник нейтронов в ОТВС из-за делений на уране. В следствие чего индикаторный раствор активизируется в точном соответствии с выгоранием ОТВС. Все это повышает точность определения интенсивности нейтронных источников в ОТВС.The side wall of the body of the diagnostic container can be multilayer, consisting of an outer layer of steel, a layer of propylene, a layer of steel, a cavity for an indicator substance, a layer of steel, a layer of polypropylene, an inner layer of steel, a cadmium layer. Layers of steel give the container strength. Layers of polypropylene slow down fast neutrons. The cadmium layer passes the fast neutron flux from the SFA to the indicator substance, but reduces the thermal neutron flux from the outside to the SFA. This reduces the background neutron source in the SFA due to fission on uranium. As a result, the indicator solution is activated in strict accordance with the burn-out of the SFA. All this increases the accuracy of determining the intensity of neutron sources in the SFA.

Центральная полость корпуса диагностического контейнера может быть снабжена трубами для отвода воды из контейнера. Отсутствие воды между ОТВС и индикаторным веществом устраняет помехи, а значит повышает точность определения интенсивности нейтронных источников в ОТВС.The central cavity of the body of the diagnostic container may be provided with pipes for draining water from the container. The absence of water between the SFA and the indicator substance eliminates the interference, and therefore increases the accuracy of determining the intensity of neutron sources in the SFA.

Кольцеобразная полость контейнера может быть снабжена трубами. Такое решение позволяет помещать в кольцеобразную полость жидкое индикаторное вещество и удалять его для дальнейшего исследования. Измерение активности индикаторного вещества производится в лабораторных условиях, где нет фоновых влияний от бассейна выдержки и других ОТВС. Это дополнительно повышает точность устройства.The annular cavity of the container may be provided with pipes. This solution allows you to put a liquid indicator substance in the annular cavity and remove it for further research. The activity of the indicator substance is measured in laboratory conditions where there are no background influences from the exposure pool and other SFAs. This further enhances the accuracy of the device.

Варианты осуществления изобретения.Embodiments of the invention.

Как показано на фиг.1, диагностический контейнер состоит из корпуса 1, на который сверху установлена крышка 2. Внутри корпуса 1 расположена центральная полость 3. Корпус 1 снабжен трубами 4 для отвода и подвода воды 5 из бассейна выдержки. Средняя часть корпуса 1 выполнена многослойной. Внутрь корпуса 1 установлена диагностируемая ОТВС 6, средняя часть которой является активной зоной 7. Корпус 1 стоит на дне 8 бассейна выдержки.As shown in FIG. 1, the diagnostic container consists of a housing 1, on which a cover 2 is mounted on top. A central cavity 3 is located inside the housing 1. The housing 1 is provided with pipes 4 for draining and supplying water 5 from the holding pool. The middle part of the housing 1 is multilayer. The diagnosed SFA 6 is installed inside the housing 1, the middle part of which is the active zone 7. The housing 1 is located at the bottom 8 of the holding pool.

Как показано на фиг.2, многослойная средняя часть корпуса 1 состоит из следующих слоев. Внешний слой стали 9, слой полипропилена 10, слой стали 11, кольцеобразная полость, заполненная жидким индикаторным веществом 12, слой стали 13, слой полипропилепа 14, слой стали 15, слой кадмия (Cd) 16.As shown in figure 2, the multilayer middle part of the housing 1 consists of the following layers. The outer layer of steel 9, a layer of polypropylene 10, a layer of steel 11, an annular cavity filled with a liquid indicator substance 12, a layer of steel 13, a layer of polypropylene 14, a layer of steel 15, a cadmium layer (Cd) 16.

Слои из нержавеющей стали 11 и 13 составляют оболочку кольцеобразной полости с индикаторным веществом 12. Слои 9 и 15 образуют наружную и внутреннюю обечайки диагностического контейнера.The stainless steel layers 11 and 13 comprise the shell of the annular cavity with the indicator substance 12. Layers 9 and 15 form the outer and inner shells of the diagnostic container.

В качестве индикаторного вещества 12 в конкретном варианте исполнения используется водный раствор сульфата марганца (MnSO₄). Индикаторное вещество 12 размещается между двумя слоями водородосодержащего материала, в данном случае полипропилена 10 и 14. Полипропилен 10 и 14 замедляет нейтроны, испускаемые активной зоной 7 ОТВС 6, и тем самым повышает чувствительность способа. Чувствительность - число реакций активации марганца в конкретной установке на один нейтрон, испущенный из ОТВС. Полипропилен 10 и 14 замедляет нейтроны, в результате повышается вероятность того, что нейтрон вызовет реакцию активации в индикаторном веществе 12.As an indicator substance 12 in a specific embodiment, an aqueous solution of manganese sulfate (MnSO ₄ ) is used. The indicator substance 12 is placed between two layers of hydrogen-containing material, in this case polypropylene 10 and 14. Polypropylene 10 and 14 slows down the neutrons emitted from the active zone 7 of the SFA 6, and thereby increases the sensitivity of the method. Sensitivity - the number of manganese activation reactions in a particular installation for one neutron emitted from the SFA. Polypropylene 10 and 14 slows down the neutrons, as a result, the probability that the neutron will cause an activation reaction in the indicator substance 12 increases.

Слой поглотителя нейтронов - кадмий 16, размещается на внутренней стенке корпуса 1 и служит для уменьшения нейтронной связи между активной зоной 7 ОТВС 6 и ее внешним окружением. Это ослабляет влияние окружения на результаты измерений и способствует повышению их точности.The neutron absorber layer - cadmium 16, is located on the inner wall of the housing 1 and serves to reduce the neutron coupling between the active zone 7 of the SFA 6 and its external environment. This weakens the influence of the environment on the measurement results and helps to increase their accuracy.

Для получения информации об аксиальном распределении источников нейтронов в активной зоне 7 ОТВС 6 и, следовательно, глубины выгорания в ней топлива, кольцеобразная полость с индикаторным веществом 12 разбивается на несколько кольцеобразных секций 17, как показано на фиг.3. В этом случае усреднение активации раствора индикаторного вещества 12 проводится по объему каждой отдельной секции 17.To obtain information about the axial distribution of neutron sources in the active zone 7 of the SFA 6 and, therefore, the burnup depth of the fuel in it, the annular cavity with indicator substance 12 is divided into several annular sections 17, as shown in Fig.3. In this case, the averaging of the activation of the indicator substance solution 12 is carried out over the volume of each individual section 17.

Способ осуществляется следующим образом. На дно 8 бассейна выдержки устанавливается корпус 1. ОТВС 6 поднимают над дном 8, не доставая из воды бассейна выдержки, загружают в центральную полость 3 корпуса 1. Сверху на корпус 1 устанавливают крышку 2. Из центральной полости 3 через трубы 4 удаляют воду. В кольцеобразную полость корпуса 1 заливают индикаторное вещество 12. В течение времени t₀=10÷15 мин индикаторное вещество 12 активируется.The method is as follows. Housing 1 is installed at the bottom 8 of the holding pool. The SFA 6 is lifted above the bottom 8, without reaching the holding pool from the water, loaded into the central cavity 3 of housing 1. On top of the housing 1, a cover 2 is installed. Water is removed from the central cavity 3 through pipes 4. The indicator substance 12 is poured into the annular cavity of the housing 1. During the time t ₀ = 10 ÷ 15 min, the indicator substance 12 is activated.

Быстрые нейтроны, испускаемые активной зоной 7 ОТВС 6, проходят через слой кадмия 16, замедляются слоями пропилена 10 и 14, попадают в индикаторное вещество 12 и активируют его. Это увеличивает чувствительность устройства, а следовательно, точность измерения глубины выгорания.Fast neutrons emitted by the active zone 7 of the SFA 6 pass through the cadmium layer 16, are slowed down by the layers of propylene 10 and 14, fall into the indicator substance 12 and activate it. This increases the sensitivity of the device, and therefore, the accuracy of measuring the burnup depth.

Слой кадмия 16 пропускает быстрые нейтроны от активной зоны 7 в сторону индикаторного вещества 12, но не пропускает замедлившиеся полипропиленом 10 и 14 нейтроны в обратную сторону. Это препятствует возникновению быстрых нейтронов от деления ядер делящихся изотопов, которые не связаны с истинным выгоранием ОТВС 6 в активной зоне 7 и не характеризуют выгорание ОТВС 6. Это также увеличивает точность соответствия глубины выгорания ОТВС 6 и активирования индикаторного вещества 12.The cadmium layer 16 passes fast neutrons from the active zone 7 towards the indicator substance 12, but does not pass neutrons decelerated by polypropylene 10 and 14 in the opposite direction. This prevents the occurrence of fast neutrons from fission of fissile isotope nuclei, which are not associated with the true burnout of the SFA 6 in the active zone 7 and do not characterize the burnout of the SFA 6. It also increases the accuracy of the correspondence between the burnup depth of the SFA 6 and the activation of the indicator substance 12.

По окончании времени активации индикаторное вещество 12 откачивают через трубы 18 из кольцеобразной полости 12 корпуса 1 в емкость, находящуюся в радиационно безопасном месте. Активированное индикаторное вещество 12 сливают в баллоны-хранилища и тщательно перемешивают. Забирают пробы индикаторного вещества 12. Проводят γ-спектрометрическое определение их удельной активности блоком для измерения удельной активности 19. Активированное индикаторное вещество 12 выдерживается в баллонах-хранилищах перед повторным использованием в течение времени, необходимого для восстановления первоначальных свойств индикаторного вещества 12.At the end of the activation time, the indicator substance 12 is pumped through pipes 18 from the annular cavity 12 of the housing 1 into a container located in a radiation-safe place. The activated indicator substance 12 is poured into storage cylinders and mixed thoroughly. Samples of indicator substance 12 are taken. A γ-spectrometric determination of their specific activity is carried out by a unit for measuring specific activity 19. The activated indicator substance 12 is kept in storage cylinders before reuse for the time necessary to restore the initial properties of the indicator substance 12.

Функциональная связь между измеренной удельной активностью пробы (A_Mn), и интенсивностью n-излучения контролируемой ОТВС (S_n) определяется соотношением:The functional relationship between the measured specific activity of the sample (A _Mn ), and the intensity of n-radiation controlled SFA (S _n ) is determined by the ratio:

$A_{M n} = λ_{M n} \cdot q_{n γ} \cdot S_{n} \cdot t_{0}, (2)$

, где:

A_{M n} = λ_{M n} \cdot q_{n γ} \cdot S_{n} \cdot t_{0}, (2)

where:

A_Mn, (Бк/л) - измеренная удельная активность пробы,A _Mn , (Bq / l) - measured specific activity of the sample,

λ_Mn=0,69 (T_Mn)^-1 - константа радиоактивного распада ⁵⁶Mn,λ _Mn = 0.69 (T _Mn ) ^-1 - radioactive decay constant ⁵⁶ Mn,

q_nγ (1/н·л) - число реакций радиационного захвата нейтронов ядрами ⁵⁵Mn в одном литре раствора индикаторного вещества, нормированное на один нейтрон, испущенный при спонтанном делении ²⁴⁴Cm в ОТВС (чувствительность измерительной установки),q _nγ (1 / n · l) - the number of reactions of radiation capture of neutrons by nuclei ⁵⁵ Mn in one liter of a solution of an indicator substance normalized to one neutron emitted during spontaneous fission of ²⁴⁴ Cm in a SFA (sensitivity of a measurement setup),

S_n (н/с) - интенсивностью n-излучения контролируемой ОТВС,S _n (n / s) - the intensity of n-radiation controlled SFA,

t₀ (мин) - время активации раствора индикаторного вещества в диагностическом контейнере.t ₀ (min) is the activation time of the indicator substance solution in the diagnostic container.

Чувствительная измерительная установка включает в себя диагностический контейнер и блок для измерения удельной активности 19 (показано на фиг.1).A sensitive measuring installation includes a diagnostic container and a unit for measuring specific activity 19 (shown in FIG. 1).

Величина q_nγ может быть рассчитана по нейтронно-физическим программам высокого уровня или определена в результате калибровки измерительной установки предлагаемой методики с применением эталонных источников нейтронов. Проведенные расчетные исследования с моделью измерительной установки для контроля ОТВС ВВЭР-1000 показали, что при выбранной конфигурации слоев диагностического контейнера и принятых условиях применения предлагаемого способа эта величина практически инвариантна (разброс в ее значениях не превышал ~2%) по отношению к изменению в широком эксплуатационном диапазоне выгорания ОТВС и связанного с ним изменения изотопического состава ОЯТ, пространственного распределения n-источников по высоте активной зоны, включая условия измерения с точечным эталонным источником при калибровке измерительной установки, температуры воды в бассейне выдержки и концентрации в ней борной кислоты. Ее значение для исследованной модели измерительной установки при концентрации сульфата марганца в водном растворе индикаторного вещества С=400 г/л оказалось равным q_nγ≈(8,65±0,19)·10^-4 1/н·л.The value of q _nγ can be calculated using high-level neutron-physical programs or determined by calibrating the measuring setup of the proposed method using standard neutron sources. The performed computational studies with the model of the measuring installation for monitoring the VVER-1000 SFAs showed that, with the selected configuration of the diagnostic container layers and the accepted conditions for the application of the proposed method, this value is almost invariant (the spread in its values did not exceed ~ 2%) with respect to the change in the wide operational the burnup range of the SFA and the associated change in the isotopic composition of the spent nuclear fuel, the spatial distribution of n-sources over the height of the active zone, including the measurement conditions from the points reference calibration source for calibration of the measuring unit, the temperature of the water in the holding pool and the concentration of boric acid in it. Its value for the studied model of the measuring setup at a concentration of manganese sulfate in an aqueous solution of an indicator substance C = 400 g / l turned out to be q _nγ ≈ (8.65 ± 0.19) · 10 ^-4 1 / n · l.

Из чего следует, что при контроле сборок с выгоранием топлива В≈(15÷50) МВт·сут/кг·U, чему соответствует S_n≈(2·10⁶÷4·10⁸) н/с TBC, и t₀=10 мин для ожидаемого значения удельной активности индикаторного вещества будем иметь А≈(10²÷2·10⁴) Бк/л. Это гарантирует ее измерение существующими техническими средствами с погрешностью не более ~2%. В результате, согласно формуле (2), для суммарной погрешности определения интенсивности n-излучения ОТВС предлагаемым методом получим σ_n~(3÷4)%.From which it follows that when monitoring assemblies with fuel burnup B≈ (15 ÷ 50) MW · day / kg · U, which corresponds to S _n ≈ (2 · 10 ⁶ ÷ 4 · 10 ⁸ ) n / s TBC, and t ₀ = 10 min for the expected value of the specific activity of the indicator substance we will have A≈ (10 ² ÷ 2 · 10 ⁴ ) Bq / l. This guarantees its measurement by existing technical means with an error of no more than ~ 2%. As a result, according to formula (2), for the total error in determining the intensity of the n-radiation of the SFA by the proposed method, we obtain σ _n ~ (3 ÷ 4)%.

Таким образом, предлагаемый нейтронно-активационный метод контроля выгорания ОТВС существенно уменьшает погрешность нейтронных измерений по сравнению с другими методами.Thus, the proposed neutron activation method for controlling the burnup of SFAs significantly reduces the error of neutron measurements in comparison with other methods.

Такая погрешность (σ_n) делает предлагаемый метод перспективным для решения одной из важных задач обеспечения гарантий МАГАТЭ по нераспространению ядерных материалов - задачи раздельного дистанционного определения содержания изотопов плутония (^239-242Pu) в ОТВС.Such an error (σ _n ) makes the proposed method promising for solving one of the important tasks of ensuring IAEA safeguards for the non-proliferation of nuclear materials - the task of separate remote determination of the content of plutonium isotopes ( ^239-242 Pu) in the SFA.

В доступных источниках информации не обнаружено технических решений, содержащих совокупно признаки, сходные с отличительными признаками заявляемого нейтронно-активационного метода. Следовательно, изобретение соответствует критерию «новизна».In the available sources of information, no technical solutions were found that together contain signs similar to the distinguishing features of the claimed neutron activation method. Therefore, the invention meets the criterion of "novelty."

В располагаемых нами источниках информации отсутствуют сведения о влиянии имеющихся в заявленном изобретении отличительных признаков в совокупности на достижение заявленного технического результата. На основании этого изобретение соответствует критерию «изобретательский уровень».In our available sources of information there is no information about the effect of the distinctive features available in the claimed invention in aggregate on the achievement of the claimed technical result. Based on this, the invention meets the criterion of "inventive step".

Промышленная применимость.Industrial applicability.

Реализация предлагаемого способа возможна, так как он основан на применении технологий, хорошо освоенных современной промышленностью. Материалы, используемые в предлагаемом способе и устройстве, на сегодняшний день известны и используются в атомной промышленности. Способ и устройство могут применяться для измерения глубины выгорания ОТВС реакторов ВВЭР-1000 в диапазоне В≈(15÷70) МВт·сут/кг U в реальных условиях их хранения в бассейнах выдержки, без извлечения ОТВС из воды. Это подтверждает промышленную применимость предлагаемого способа и устройства.Implementation of the proposed method is possible, since it is based on the use of technologies well mastered by modern industry. The materials used in the proposed method and device are currently known and used in the nuclear industry. The method and device can be used to measure the burnup depth of the SFA of VVER-1000 reactors in the range B≈ (15 ÷ 70) MW · day / kg U under actual storage conditions in the storage pools, without removing the SFA from the water. This confirms the industrial applicability of the proposed method and device.

Claims

1. The neutron-activation method for controlling the burnup of SFAs of thermal neutron reactors, which consists in moving the SFAs under water to the place of measurement until the active zone of the SFAs comes closer to the neutron-sensitive element, determining the intensity (S _n ) of the neutron radiation of the SFAs, and calculating the burnup using the known relationship between burnup and the intensity B (S _n), characterized in that the bottom of the pool under water extracts mounted diagnostic container with an annular cavity in the housing wall filled with liquid indicator in the substance and the central cavity into which the SFA is placed and fixed, the container is closed, then water is removed from the central cavity with the SFA and the indicator substance is activated for a fixed time, the indicator substance is drained, it is mixed, a sample is taken from it, by which the average the specific activity of the indicator substance, taking into account the calibration of the measuring setup, determines the neutron radiation intensity of the SFA (S _n ) and the associated burnout depth of the SFA (B).

2. The neutron-activation method for controlling the burn-out of the SFA according to claim 1, characterized in that the indicator substance is filled with an annular cavity in the wall of the container body, consisting of separate, isolated from each other rings.

3. The neutron-activation method for controlling the burnout of SFAs according to claim 2, characterized in that after irradiation the solution of the indicator substance from each ring is drained separately, the burnout depth of the SFAs for each ring is determined, and the burnup profile for the active zone of the SFAs is compiled.

4. A device for controlling the burn-out of a SFA containing a neutron-radiation sensitive element surrounded by layers of polyethylene and cadmium, characterized in that the device is made in the form of a diagnostic container consisting of a lid and a housing with a central cavity for accommodating the SFA and an annular cavity in the side wall of the housing , which is surrounded by layers of cadmium and a hydrogen-containing substance, the container is connected to a detecting unit for measuring the specific activity of the indicator substance, while being sensitive to For electron radiation, the element is made in the form of a liquid indicator substance, placed in an annular cavity in the side wall of the body of the diagnostic container.

5. A device for controlling the burnout of a SFA according to claim 4, characterized in that the liquid indicator substance is made in the form of an aqueous solution of manganese sulfate.

6. A device for controlling the burnout of a SFA according to claim 4, characterized in that the hydrogen-containing substance is made of polypropylene.

7. The device for controlling the burn-out of the SFA according to claim 4, characterized in that the side wall of the body of the diagnostic container is multilayer, consisting of an outer layer of steel, a layer of polypropylene, a layer of steel, a cavity for an indicator substance, a layer of steel, a layer of polypropylene, an inner layer of steel cadmium layer.

8. A device for controlling the burn-out of the SFA of claim 4, characterized in that the central cavity of the body of the diagnostic container is equipped with pipes for removing water from the container.

9. A device for controlling the burn-out of the SFA of claim 4, characterized in that the annular cavity of the body of the diagnostic container is provided with pipes for filling and removing the indicator substance.