|
Ядерные данные для 137Cs |
Таблица В2.2 |
||||
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
Выход при делении, % |
Т1/2, лет |
Еγ, кэВ |
|
Iγ, % |
|
|
235U |
239Pu |
|
|
|
|
|
6,22 |
6,69 |
30,17 |
661,6 |
|
85,1 |
|
Спустя год после выгрузки из реактора спектр гамма-излучения ОТВС содержит более 30 пиков в диапазоне энергии 0,4-2,0 МэВ. Применение Ge-спектрометра дает возможность наблюдать в спек-
тре изолированные пики ряда нуклидов, в том числе пик 661,6 кэВ
137Cs (рис. В2.3).
Отработавшая ТВС – мощный источник гамма-излучения, испускаемого при распадах продуктов деления. Поэтому высокой эффективности детектирования не требуется, так как существует опасность перегрузки электронного измерительного тракта, приводящей к просчетам импульсов и уширению пиков в спектре.
1E+5 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
563,2кэВ 569,4кэВ |
Cs 604,6кэВ |
Cs 661,6кэВ |
795,8кэВ |
|
|
|
|
|
|
|
1E+4 |
134 |
137 |
Cs |
|
|
|
|
|
|
||
134 |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
Cs Cs |
|
|
Cs802,1кэВ |
|
|
|
|
|
|
|
1E+3 |
134 |
134 |
|
723,3Eu кэВ |
кэВ873,2Eu |
кэВ996,3Eu |
1004,8EuкэВ |
|
1274,5Eu кэВ |
|
|
Счет |
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
154 |
134 |
154 |
154 |
154 |
|
154 |
|
1E+2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
200 |
400 |
600 |
800 |
|
1000 |
1200 |
1400 |
1600 |
|||
|
|
|
|
|
Энергия(кэВ) |
|
|
|
|||
Рис. В2.3. Гамма-спектр ОТВС после длительной выдержки |
|
||||||||||
Загрузка измерительной системы потоком гамма-квантов может регулироваться путем изменений площади коллимационного от-
121
верстия, через которое кванты попадают в детектор, и применения фильтров из поглощающих материалов, устанавливаемых на пути квантов в детектор.
После регистрации кванта измерительная система производит обработку возникшего сигнала и на это время ее вход закрыт для последующих сигналов («мертвое время»), что ведет к их просчетам. В современных спектрометрах существует специальный режим работы «по живому времени», когда реальное время измерения удлиняется на величину «мертвого времени».
В любом случае, можно учесть просчеты с помощью дополнительного реперного источника, помещенного вблизи детектора. По числу отсчетов в пике реперного источника, присутствующего во всех измеренных спектрах, можно определить поправку на просчеты: она равна отношению чисел отсчетов в опыте без ОТВС и при измерении ОТВС.
Требование к энергетическому разрешению детектора зависит от сложности измеряемого спектра, которая определяется временем выдержки ОТВС. После выгрузки из реактора при коротких выдержках спектр – сложный, многокомпонентный, и для выделения отдельных пиков требуется высокое разрешение, которым обладают Ge-детекторы. При длительных выдержках для измерений могут использоваться CdZnTe-детекторы, разрешение которых на порядок хуже, но другие свойства весьма привлекательны: они могут работать при комнатной температуре; имеют малые размеры; обладают высокой радиационной стойкостью. Эти достоинства важны, например, при измерениях в хранилищах ОТВС, при подготовке партий ОТВС для транспортировки и др.
Применение стандартных образцов
Рассмотрение формул (В2.2) и (В2.3) приводит к выводу, что для прямого определения выгорания по результату гаммаспектрометрического измерения необходимо использовать ряд коэффициентов. Каждый из этих коэффициентов известен с некоторой погрешностью, которая дает вклад в общую погрешность результата анализа. Повысить точность можно путем использования стандартных образцов и перехода от прямых измерений к относительным.
122
В упрощенном виде формула для определения выгорания при этом будет выглядеть следующим образом:
В = Всо (nm / nсоm) , |
(В2.4) |
где nm и nсоm – скорости счета импульсов в пиках нуклида-монитора в спектрах исследуемого и стандартного образцов (СО), Всо – выгорание стандартного образца.
В качестве СО используют специально аттестованную ОТВС (в опытах на ЛАЭС) или твэлы (в опытах на реакторе МР-1М). В процессе аттестации из них вырезали образцы топлива и анализировали их нуклидный состав. Такой путь изготовления СО является высокотрудоемким и дорогим.
Для аттестации СО, служащих для определения выгорания ОТВС ИРТ (и других исследовательских реакторов), применим другой подход, основанный на неразрушающих измерениях. Аттестуемую ОТВС и свежую, паспортизованную на заводеизготовителе ТВС, подвергают кратковременному (несколько часов) нейтронному облучению, помещая в позицию вблизи активной зоны ИРТ. После этого в спектрах свежей и отработавшей ТВС измеряют пик 1596 кэВ продукта деления 140La (его период полураспада равен 12,8 дня) – (рис. В2.4). Высокоэнергетическое излучение 140La обладает высокой проникающей способностью и ТВС ИРТ являются для него «прозрачными».
Отношение скоростей счета импульсов в пиках 1596 кэВ в спектрах ОТВС и свежей ТВС характеризует остаточное содержание 235U в ОТВС, а по разности его начального (паспортного) и остаточного содержания можно определить выгорание. Этот метод дает возможность с помощью неразрушающих измерений определять выгорание с рекордной точностью (около 2 %). Таким путем были аттестованы ОТВС, используемые в лабораторном практикуме на ИРТ МИФИ.
Схема измерительной установки, включающая перегрузочный контейнер с размещенной в ней ОТВС и германиевый детектор, показана на рис. В2.5. Поворотное устройство для вращения ОТВС в процессе измерения спектра показано на рис. В2.6.
123
|
1E+7 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Te 228,2кэВ |
293,3кэВ |
|
|
|
|
|
|
|
|
1E+6 |
132 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
U 208,0кэВ |
Ce |
|
|
|
|
|
|
La 1596,2кэВ |
Счет |
1E+5 |
Np 277,6кэВ 143 |
Cs 661,6кэВ |
Zr724,2кэВ Zr 756,7кэВ |
954,6I кэВ |
Np1028,5кэВ |
|
|
||
|
237 |
239 I284,3кэВ |
137 |
95 95 |
132 Np 984,5кэВ |
|
|
140 |
||
|
|
|
131 |
|
|
238 |
238 |
|
|
|
|
1E+4 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
100 |
|
300 |
500 |
700 |
900 |
1100 |
1300 |
1500 |
1700 |
|
|
|
|
|
|
Энергия(кэВ) |
|
|
|
|
|
Рис.В2.4. Гамма-спектр отработавших ТВС через семь суток после по- |
|||||||||
|
|
|
|
вторного облучения |
|
|
|
|||
Рис. В2.5. Схема экспериментального устройства по определению выгорания ОТВС:
1 – лебедка для подъема ТВС, 2 – перегрузочный контейнер, 3 – ОТВС, 4 – устройство для вращения ТВС, 5 – перегрузочный канал шахтыхранилища, 6 – коллимационные отверстия, 7 – свинцовая защита детектора, 8 – Ge-детектор, 9 – ведро перегрузочного контейнера, 10 – реперный источник 57Co
124
Рис. В2.6. Поворотное устройство:
1 – основание, 2 – поворотное кольцо, 3 – зажимные винты, 4 – шаговые двигатели с редукторами, 5 – ведущий шаговый двигатель, 6 – отверстия под зубья шестерни, 7 – концевые выключатели, 8 – скользящие контакты для питания шаговых двигателей, 9 – ролики, 10 – ведущая шестерня
Определение выгорания по интенсивности нейтронного излучения ОТВС
Нейтронные измерения выгорания отличаются рядом особенностей. Нуклиды, ответственные за испускание нейтронов, образуются в результате нескольких последовательных реакций радиационного захвата (рис. В2.7). Поэтому связь между нейтронной активностью топлива и выгоранием нелинейная, ее аппроксимируют степенной функцией.
Стартовые нуклиды, из которых образуются нейтронные эмиттеры в низкообогащенном и высокообогащенном топливе, одни и те же: это 238U и 235U, но соотношение между их вкладами может различаться в десятки раз. Разные нейтронные эмиттеры имеют разные периоды распада (табл. В2.3). Поэтому со временем меняются их доли в нейтронном излучении топлива. Простая связь ме-
125