Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках

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.