RU2645307C1 - Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках - Google Patents
Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках Download PDFInfo
- Publication number
- RU2645307C1 RU2645307C1 RU2017104321A RU2017104321A RU2645307C1 RU 2645307 C1 RU2645307 C1 RU 2645307C1 RU 2017104321 A RU2017104321 A RU 2017104321A RU 2017104321 A RU2017104321 A RU 2017104321A RU 2645307 C1 RU2645307 C1 RU 2645307C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- unit
- measurement results
- enrichment
- powders
- uranium
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной промышленности. Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках содержит емкость, расположенную над сцинтилляционным детектором гамма-излучения, соединенным с блоком управления и обработки результатов измерения. Устройство снабжено блоком защиты от фона, который выполнен в виде цилиндра из свинца и размещен в стальном каркасе с возможностью сквозного вывода кабелей к блоку управления и обработки результатов измерения. Блок управления и обработки результатов измерения выполнен в виде компьютера с процессором импульсных сигналов. Изобретение позволяет обеспечить быструю (от единиц до одного-двух десятков минут) методику контроля обогащения 235U в порошках оксидов урана при произвольной степени нарушения радиационного равновесия, основанной на использовании легко адаптируемого к условиям производства сцинтилляционного детектора. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.
Description
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано для контроля обогащения урана в порошках оксидов урана при изготовлении ядерного топлива.
Под обогащением урана принято понимать либо атомную, либо массовую концентрацию изотопов 235U в образце, выраженную в процентах (Фролов В.В. Ядерно-физические методы контроля делящихся веществ. М.: Энергоатомиздат, 1989, с. 116).
Известен способ контроля обогащения в порошках UO2, включающий измерение спектра гамма-излучения образца с характерным размером, обеспечивающим самопоглощение гамма-излучения в диапазоне 0-300 КэВ с помощью спектрометра на сцинтилляционном детекторе и последующую обработку спектра расчетным путем. (RU 2100856 С1, опубл. 27.12.1997). Данный способ не позволяет измерять обогащение в условиях, если топливо является регенерированным.
Известен масс-спектрометрический метод (Цитович И.К. Курс аналитический химии. М.: Высшая школа, с. 330-331) определения содержания в веществе атомов той или иной массы, основанный на разделении потоков ионизированных частиц, различающихся отношением массы к заряду. Однако метод применим только в лабораторных условиях и чрезвычайно не оперативен, так как на отбор, передачу и анализ образцов требуется не менее суток, поэтому метод неприменим для экспресс-контроля обогащения.
Известно устройство, которое содержит блок детектирования для регистрации собственного γ-излучения, исходящего от изделия. Блок детектирования размещен в защитном блоке и по линии связи соединен с процессором импульсных сигналов, предназначенным для получения спектрометрической информации от измеряемого изделия. Процессор установлен в компьютере, предназначенном для обработки получаемой информации со спектрометра и выдачи результатов измерения на монитор (RU 2457557, С1, опубл. 27.07.2012). Устройство применяется только для измерения массовой доли 235U в смеси изотопов урана топливных таблеток с обогащением менее 5% абс.
При измерении спектров собственного гамма излучения с помощью сцинтилляционных детекторов исходя из их разрешающих способностей невозможно получить конкретную аналитическую линию поглощения того или иного гамма-излучающего элемента (в данном случае 235U), а лишь область вблизи нее, в которую могут входить как стабильные гамма-излучающие элементы, так и нет (в основном это продукты распада 238U и 235U).
Задачей изобретения является создание эффективного устройства экспресс-контроля обогащения после операций сушки и прокалки с возможностью контроля обогащения 235U порошков оксидов урана высокого обогащения (5-90%).
Технический результат изобретения заключается в обеспечении быстрой (от единиц до одного-двух десятков минут) методики контроля обогащения 235U в порошках оксидов урана при произвольной степени нарушения радиационного равновесия, основанной на использовании легко адаптируемого к условиям производства сцинтилляционного детектора.
Технический результат достигается устройством экспресс-контроля обогащения урана в порошках, содержащим емкость, расположенную над сцинтилляционным детектором гамма-излучения, соединенным с блоком управления и обработки результатов измерения. Устройство снабжено блоком защиты от фона, размещенным в стальном каркасе с возможностью сквозного вывода кабелей к блоку управления и обработки результатов измерения.
На фиг. 1 изображена схема предложенного устройства.
На фиг. 2 изображены графики, иллюстрирующие пример зависимости площади измеренных импульсов за единицу времени, попавших в пик полного поглощения в зависимости от обогащения измеряемого порошка.
На фиг. 3 изображен график, иллюстрирующие исходный спектр.
На фиг. 4 изображен график, иллюстрирующий разложение спектра на три составляющие: две единично нормированные гауссианы 235U, 212Pb и постоянная составляющая комптоновского излучения.
Предложенное устройство экспресс-контроля обогащения 235U в порошках ядерного топлива содержит емкость, расположенную над сцинтилляционным детектором гамма-излучения 1 с кристаллом 7 (например, NaI(Tl)), установленный в свинцовую защиту от фона 2, размещенную в металлическом каркасе 3 с резьбовыми отверстиями 8 и 9 для зажимных болтов, предназначенных для фиксации сцинтилляционного детектора, который соединен коммутационными кабелями 4 с блоком управления и обработки результатов измерения 5, включающим персональный компьютер с установленным в него процессором импульсных сигналов (например, спектрометром типа SBS-77) и специализированным программным обеспечением. Сцинтилляционный детектор 1 предназначен для регистрации потока гамма-излучения, исходящего из емкости с порошком ядерного топлива.
Процессор импульсных сигналов (спектрометр) предназначен для получения спектрометрической информации об исходящем от пробы с порошком гамма-излучении. Данный спектрометр установлен в компьютер со специализированным программным обеспечением, предназначенный для обработки получаемой информации об обогащении порошка пробы на монитор блока обработки результатов измерения 5.
Блок защиты 2 представляет собой цилиндр из свинца с расточенным отверстием 1, 7 под сцинтилляционный детектор и отверстием для установки емкости с пробой измеряемого порошка б.
Устройство комплектуется специализированными стальными контейнерами с одинаковыми геометрическими размерами для засыпки измеряемых порошков оксидов урана.
Регистрацию гамма-излучения, исходящего от измеряемой пробы, осуществляют при помощи сцинтилляционного детектора с кристаллом NaI(Tl). Измерения происходят в диапазоне энергий гамма-излучения от 0 до 500 кэВ. Технологический порошок засыпается в специальную емкость, обеспечивающую достаточный объем для самопоглощения гамма-излучения измеряемого порошка, и устанавливается на измерительную позицию, перекрывая площадь кристалла NaI(Tl) детектора. Простота конструкции защиты обеспечивает отсутствие фоновых воздействий ионизирующего излучения, а также простоту размещения емкости.
Устройство работает следующим образом.
Порошок оксида урана (например, закись-окись урана - U3O8) в виде обезвоженного порошка после цикла прокалки выгружается в тару безопасного объема, которая поджимается с помощью ручного механизма к реторте печи непосредственно в боксе выгрузки. Выгружаемый продукт анализируется на содержание изотопов 235U в общей смеси изотопов. Диапазон отклонения по обогащению выпускаемой закиси-окиси урана составляет ±0,7% абс.
Каждая проба порошка для определения условной массовой доли 235U вручную размещается над сцинтилляционным детектором для экспресс-контроля таким образом, чтобы излучение происходило с «бесконечной толщины» порошка ядерного топлива, тем самым обеспечивается независимость ослабления в материале пробы от плотности измеряемого порошка. Осуществляют измерение собственного гамма-излучения порошков урана с энергиями 98,43 кэВ и 186 кэВ в емкости автоэмиссионным методом измерения. Собственное гамма-излучение измеряемой среды регистрируется сцинтилляционным детектором 1 (например, типа БДЭГ) с кристаллом 7 NaI(Tl). Далее сигнал от детектора по коммутационным кабелям 4 подается на блоком управления и обработки результатов измерения 5, где при помощи специально разработанных алгоритмов программного обеспечения анализируется содержание 235U в составе измеряемого порошка. Содержание изотопа урана 235U определяется как прямая зависимость от площади набранного пика полного поглощения характеристического излучения порошка с энергией 186 кэВ.
Данная измерительная схема и алгоритм обработки получаемого спектра позволяет регистрировать только полезный сигнал гамма-излучения от 235U пробы, убирая при регистрации все паразитные фоновые гамма-излучения, гамма-излучения неравновесных продуктов распада урана, позволяя получить достоверный результат.
В процессе контроля площадь пика полного поглощения γ-квантов 235U, 238U, а также гамма-квантов с относительно высокой энергией в диапазоне от 0 до 500 кэВ, зарегистрированных с помощью сцинтилляционного детектора, преобразуется в статистически распределенную последовательность электрических импульсов, поступающих на плату спектрометрического анализатора (см. Фиг. 2), где происходит соответствующее усиление и амплитудная дискриминация, а далее - запись в файл временной последовательности чисел.
При анализе файла данных с помощью программы его обработки определяется кривая распределения пика полного поглощения при неизменном значении плотности анализируемого порошка и энергии 186 кэВ, далее оценивается количество импульсов, попавших в пик полного поглощения, и в зависимости от их числа определяется обогащение 235U порошка в емкости, размещенной над кристаллом детектора.
Программа обработки производит преобразование исходного спектра (см. фиг. 3) излучения урана в необходимый для расчета обогащения вид (см. фиг. 4).
Первый пик отвечает за излучение 235U, второй пик отвечает за излучение фоновой подставки, третий пик отвечает за излучение продуктов деления, оставшихся после регенерации топлива (если топливо регенерированное).
При этом в зависимости от состояния топлива (равновесное или не равновесное топливо, регенерированное или нет) пик фоновой подставки (комптоновский пьедестал) и пик, отвечающий за степень регенерации, могут быть различны, а пик, отвечающий за обогащение 235U топлива, остается неизменным при любом состоянии уранового порошка в указанных выше условиях измерения. При этом важным фактором оказался выбор границ этого пика: исследования показали, что оптимальными границами являются границы, взятые на его полуширине. Поэтому, зная величину площади этого пика для нескольких проб и соотнеся их к известным заранее значениям обогащения, можно построить единую градуировочную зависимость измерения обогащения во всем диапазоне измерений.
Все измеренные значения записываются в базу данных программы (при необходимости), а также выводятся на экран компьютера.
Установка позволяет с высокой производительностью определять обогащение 235U в порошках различного состава, формировать базу данных (при необходимости) и выдавать полученные данные либо на экран компьютера, либо на печатающее устройство.
Claims (4)
1. Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках, содержащее емкость, расположенную над сцинтилляционным детектором гамма-излучения, соединенным с блоком управления и обработки результатов измерения, отличающееся тем, что устройство снабжено блоком защиты от фона, размещенным в стальном каркасе с возможностью сквозного вывода кабелей к блоку управления и обработки результатов измерения.
2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что блок защиты выполнен в виде цилиндра из свинца с расточенным отверстием под сцинтилляционный детектор и отверстием для установки емкости с пробой порошка.
3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что сцинтилляционный детектор выполнен на основе кристалла NaI(Tl).
4. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что блок управления и обработки результатов измерения выполнен в виде компьютера с процессором импульсных сигналов, предназначенным для получения спектрометрической информации об исходящем от пробы порошка гамма-излучении с массовой долей 235U более 5%.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017104321A RU2645307C1 (ru) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017104321A RU2645307C1 (ru) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2645307C1 true RU2645307C1 (ru) | 2018-02-20 |
Family
ID=61226822
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2017104321A RU2645307C1 (ru) | 2017-02-10 | 2017-02-10 | Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2645307C1 (ru) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4229654A (en) * | 1978-08-07 | 1980-10-21 | General Electric Company | Determining fissile content of nuclear fuel elements |
JPS57151881A (en) * | 1981-03-14 | 1982-09-20 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Method and apparatus for nondestructively measuring uranium |
RU2155394C1 (ru) * | 1999-02-17 | 2000-08-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Установка контроля и разбраковки тепловыделяющих элементов |
RU2246144C2 (ru) * | 2003-04-07 | 2005-02-10 | Смоленская атомная электростанция | Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора |
RU2457557C1 (ru) * | 2010-12-30 | 2012-07-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ определения обогащения топливных таблеток, содержащих смесь изотопов урана, ураном 235 |
-
2017
- 2017-02-10 RU RU2017104321A patent/RU2645307C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4229654A (en) * | 1978-08-07 | 1980-10-21 | General Electric Company | Determining fissile content of nuclear fuel elements |
JPS57151881A (en) * | 1981-03-14 | 1982-09-20 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Method and apparatus for nondestructively measuring uranium |
RU2155394C1 (ru) * | 1999-02-17 | 2000-08-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Установка контроля и разбраковки тепловыделяющих элементов |
RU2246144C2 (ru) * | 2003-04-07 | 2005-02-10 | Смоленская атомная электростанция | Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора |
RU2457557C1 (ru) * | 2010-12-30 | 2012-07-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ определения обогащения топливных таблеток, содержащих смесь изотопов урана, ураном 235 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Hossain et al. | Efficiency and resolution of HPGe and NaI (Tl) detectors using gamma-ray spectroscopy | |
Petrinec et al. | Quality assurance in gamma-ray spectrometry of seabed sediments | |
Walton et al. | Measurements of UF6 cylinders with portable instruments | |
Swoboda et al. | Spectral gamma detectors for hand-held radioisotope identification devices (RIDs) for nuclear security applications | |
EP1548464A1 (en) | Method for quantitative analysis of uranium in nuclear fuel containers | |
RU2645307C1 (ru) | Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках | |
Zheltonozhskaya et al. | The plutonium isotopes and strontium-90 determination in hot particles by characteristic X-rays | |
US20110215255A1 (en) | Assaying of waste | |
Guguła et al. | Fast in situ gamma spectroscopy using hand-held spectrometer with NaI probe | |
US20230280484A1 (en) | System for correlating alpha and gamma spectrometry measurements for in situ radiological characterisation of a sample | |
Burnett et al. | Evaluation of gamma-spectrometry equipment for on-site inspection | |
RU2629371C1 (ru) | Устройство непрерывного контроля обогащения и содержания оксида гадолиния в пресспорошке ядерного топлива при его засыпке в устройство прессования топливных таблеток | |
Yücel et al. | U isotopic characterization of natural and enriched uranium materials by using multigroup analysis (MGA) method at a defined geometry using different absorbers and collimators | |
Hamid | K 0-prompt gamma ray activation analysis for estimation of boron and cadmium in aqueous solutions | |
Abd El Gawad et al. | Study on the performance of some non-destructive methods to estimate the uranium enrichment in nuclear materials | |
Yücel et al. | Uranium enrichment measurements using the intensity ratios of self-fluorescence X-rays to 92* keV gamma ray in UXKα spectral region | |
Mueller et al. | In-situ measurements and analysis of naturally occurring radioactive materials | |
Trombetta et al. | Sensitive detection of special nuclear materials for rpm applications based on gamma-fast neutron coincidence counting | |
Yusuf | Gamma-ray spectrometry for linear attenuation coefficients and selfattenuation correction factors of the skimmed milk powder | |
Stogov | Application of gamma-ray spectrometry for non-destructive determination of 235U enrichment and mass of uranium in non-irradiated VVER-type fuel pellets | |
RU2457557C1 (ru) | Способ определения обогащения топливных таблеток, содержащих смесь изотопов урана, ураном 235 | |
Simpson et al. | Fast enrichment screening for safeguards applications | |
Perajarvi et al. | Event mode data acquisition for characterization of samples containing radioactive particles | |
Zaid et al. | Determining the resolution energy of a radiant source from the gamma energy of the source | |
Sobel et al. | Characterization of PIPS detectors for measurement of radioxenon |