Оглавление

ВВЕДЕНИЕ 8

Глава 1 14

Описание установки скорости счета совпадений частиц деления. 14

1.1 Особенности работы с установкой счета совпадений. 14

1.1.1 Схема измерительной установки 14

1.1.2 Источник внешнего облучения установки. 15

1.2 Описание методики цифрового разделения нейтронов и фотонов деления. 17

1.2.1 Описание программы первичного сбора и обработки данных. 17

1.2.2 Описание программы счета временных совпадений 21

1.3 Краткое описание математического аппарата счета нейтронных совпадений 22

1.4 Выводы 24

Глава 2 25

Описание эксперимента 25

2.1 Описание эксперимента с водной защитой 25

2.2 Описание эксперимента с изменением толщины свинцовой защиты 27

2.3 Выводы 29

Глава 3 30

Результаты эксперимента и их обработка 30

3.1 Сравнение временных распределений скорости счета совпадений различного типа для свинцовой и водной защиты 30

3.2 Сравнение скоростей счета совпадений в зависимости от толщины водной или свинцовой защиты. 41

3.3 Выводы 48

Заключение 50

Литература 53

ПРИЛОЖЕНИЕ 54

АННОТАЦИЯ

В работе рассмотрена возможность создания промышленной установки счета совпадений нейтронов и фотонов различных кратностей, способной в режиме on-line (измерение не более 1000 секунд) определить эффективную массу ²⁴⁰Pu в ЯМ, находящегося в контейнере с водной или свинцовой защитами различной толщины.

В результате выполнения работы были решены следующие задачи:

• ознакомление с аппаратурой и методикой цифрового разделения нейтронов и гамма-квантов;

• измерение счета совпадений нейтронов и гамма-квантов ²⁵²Cf, находящегося в водной и свинцовой защитах различных толщин;

• сравнение дифференциальных временных распределений скоростей счета совпадений и анализ зависимостей скоростей счета от толщины водной или свинцовой защит;

• определение толщины свинца, при которой измерения сводятся к счету нейтронных совпадений различных кратностей;

• проведение оценки временных затрат на проведение эксперимента.

Обозначения и сокращения

АЦП	-	аналого-цифровой преобразователь
ДМ	-	делящийся материал
НИЯУ «МИФИ»	-	национальный исследовательский ядерный университет «Московский инженерно-физический институт»
НРА	-	неразрушающий анализ
ПО	-	программное обеспечение
ПР	-	параметр разделения
РА	-	разрушающий анализ
РФА	-	рентген - флуоресцентный анализ
ФЭУ	-	фотоэлектронный умножитель
ЯМ	-	ядерный материал

Введение

Задача определения содержания делящихся материалов (ДМ) в изделиях ядерной энергетики практически стоит на большинстве стадий их изготовления и обращения с ними. Это напрямую связано с безопасностью эксплуатации ядерно-энергетических установок, системой учета ядерных материалов и проблемой их нераспространения. Решать ее приходится различными методами практически на каждом этапе жизненного цикла ядерного топлива. Но контроль изотопного состава может быть существенно осложнен, т.к многие изделия имеют защитные покрытия и, как следствие, любому анализу ЯМ будет предшествовать процесс разрушения его оболочки[1].

Такие методы контроля называются разрушающими, и они обязательно включают в себя этапы отбора пробы, химической подготовки образца и измерений. Результаты разрушающих анализов отличаются большой точностью, однако они весьма трудоемки и не могут быть реализованы для ДМ, находящихся в закрытых контейнерах. Существует еще один метод: неразрушающий, при обращении к которому не происходит изменения характеристик образца или проникновения в него. Он существенно менее трудоемок, но и менее точен. Обычно его используют для контроля протекания технологических процессов, для проведения быстрых исследований образца, а также в тех случаях, когда РА неприменим.

В настоящее время наиболее распространенной является классификация неразрушающих методов контроля ядерных материалов, основанная на способе получения ядерного излучения, используемого для анализа состава инспектируемого образца. Это может быть его собственное излучение, а также излучение ядерного материала, индуцированное внешним источником ионизирующего излучения. Первый метод анализа ядерных материалов называется пассивным, а второй – активным. Между этими двумя методами контроля существует принципиальная разница, которая и определяет область их применения. При этом разнообразие видов индуцированного излучения, типов источников внешнего облучения и детекторного обеспечения определяет широкие возможности активных методов, а, следовательно, и выбор способов их применения в конкретных условиях. Ввиду того, что при пассивном методе анализа не требуется применения каких-либо внешних источников облучения, к защите установок не предъявляется особых требований, и поэтому она может быть достаточно простой или вообще отсутствовать. При этом используемая аппаратура ограничивается в основном стандартными типами гамма -спектрометров, схемами совпадений частиц деления ДМ, нейтронных счетчиков и калориметров и не требует для своего обслуживания большого количества квалифицированного обслуживающего персонала. Это является преимуществом такого метода контроля, и большинство существующих в практике устройств основано именно на этих принципах пассивного контроля. Однако собственное гамма-излучение ранее необлученных ядерных материалов имеет слабую проникающую способность, а иногда и сравнительно низкую для практических измерений интенсивность. Поэтому принципиальным недостатком пассивных методов контроля следует считать поглощение гамма-излучения в образце, что создает эффект его экранировки наружными слоями ДМ и не позволяет анализировать сложные гетерогенные структуры тепловыделяющих элементов или «толстые» образцы, особенно если они обладают неоднородной структурой. Кроме этого, не все нуклиды ДМ обладают достаточно большим выходом нейтронов спонтанного распада, и поэтому не всегда могут быть проанализированы с хорошей статистической погрешностью с помощью счета временного совпадения частиц деления ДМ без их облучения внешним источником излучения [2].

В настоящей работе рассмотрен подход к контролю ДМ с точки зрения измерений временных совпадений нейтронов и фотонов деления. Используемый ядерно-физический подход к анализу образцов позволяет определять эффективную массу ²⁴⁰Pu и его концентрацию в ядерных материалах на основе плутония. Он имеет прямое отношение к решению проблемы нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов. Эта проблема актуальна во всем мире, в частности в России, обладающей крупномасштабной атомной промышленностью. В настоящее время количество ДМ в балк - форме возрастает в связи с конверсией оружейных ядерных материалов, а также при снятии с эксплуатации ядерных установок, содержащих плутоний.

До настоящего времени были разработаны и введены в эксплуатацию установки счета совпадений частиц деления, основанные на счетчиках [3].

Основные принципы работы этих установок состоят в следующем:

• образец ДМ помещают в полость, окруженную счетчиками, помещенными в водородосодержащий замедлитель нейтронов;

• регистрируют временные совпадения импульсов, создаваемые частицами, испускаемыми при спонтанном делении;

• определяют эффективную массу ²⁴⁰Pu - это такая масса ²⁴⁰Pu, который дал бы тот же отклик двойных совпадений, что и полученный от всех четных изотопов в фактической пробе:

²⁴⁰Pu_eff = 2.52²³⁸Pu + ²⁴⁰Pu + 1.68²⁴²Pu (1)

Затем используют гамма-спектроскопию высокого разрешения, масс-спектроскопию или иную информацию установки, чтобы получить изотопный состав плутония, что позволяет подсчитать полную массу плутония в образце из эффективной массы ²⁴⁰Pu:

^TotalPu = ²⁴⁰Pu_eff /(2.52 f₂₃₈ + f₂₄₀ + 1.68 f₂₄₂) (2)

где f₂₃₈, f₂₄₀ и f₂₄₂ – фракции присутствующих в пробе изотопов плутония.

Рассмотрим конструктивные особенности одной из таких установок счета нейтронных совпадений, эксплуатируемой Министерством энергетики США (рис. 1).

Рис. 1. Схема пассивного счетчика нейтронных совпадений типа AWCC

Она представляет собой систему детекторов тепловых нейтронов, использующую пропорциональные счетчики ³Не с полиэтиленом в качестве замедлителя. Традиционные счетчики совпадений имеют одно или 2 кольца трубок ³Не, их эффективность от 18% до 25%, а мертвое время порядка 200 нс или более. Нейтроны, испускаемые образцом, замедляются в полиэтилене и регистрируются ³Не-счетчиками. Полость для образцов защищена кадмием от медленных нейтронов, возвращающихся из полиэтилена, с целью снижения самоэкранирования образца. Счетчик может работать в двух режимах: на тепловых и на быстрых нейтронах. При режиме счета быстрых нейтронов стенки полости для образца покрывают кадмием. Измерения в режиме на быстрых нейтронах лучше подходят для образцов с большой массой, а на тепловых – для образцов с малой массой. Измерения в режиме на тепловых нейтронах позволяют уменьшить статистическую погрешность контроля малых образцов. Для больших образцов большая величина сечения ведет к экранированию внутреннего объема и искажению результата.

Также существуют самые разнообразные детекторы для регистрации нейтронов и фотонов. Отдавая предпочтение тому или иному из них, следует принимать во внимание основные их характеристики и условия, в которых они будут работать. Необходимо учесть вид падающего внешнего излучения, эффективность его регистрации, способность раздельного детектирования нейтронов и фотонов, предполагаемую скорость счета и некоторые другие. Не следует сбрасывать со счетов и такой момент, как стоимость детектора. В промышленных установках, которые выпускаются массовым тиражом, стоимость всех ее составляющих, в том числе детекторов, является немаловажным фактором. Приходится делать выбор между необходимыми параметрами установки и экономической целесообразностью ее производства.

В последнее время детекторы с газонаполненными счетчиками излучений (например ³Не) значительно подорожали, и разработчики подобных установок все больше стали склоняться к использованию сцинтилляционных детекторов. В настоящее время имеется большое количество самых разнообразных жидких сцинтилляторов, способных разделять нейтроны и гамма-кванты в различных участках энергетического спектра. Это обстоятельство повышает множественность частиц и способствует высокой эффективности установки. Их недостатком следует считать высокую чувствительность к гамма-квантам в случае проведения нейтронных измерений.

К тому же, в большинстве реальных случаев число фоновых нейтронов от (α, n)-реакций слишком велико, что делает невозможным определение содержания ЯМ путем счета одиночных нейтронов. Нейтроны, возникшие при делении изотопов в образце ЯМ можно отделить от нейтронов (α, n) - реакций путем регистрации совпадающих по времени импульсов. Для источника ²⁵²Cf скорость счета реакции (α, n) равна нулю.

Таким образом, использование газонаполненных счетчиков типа AWCC для контроля ДМ становится все более дорогим. Отсюда вытекает целесообразность создания установки идентифицирующей ЯМ, которая должна удовлетворять следующим критериям:

• работать в режиме on-line;

• быть относительно недорогой;

• иметь возможность работы в условиях больших загрузок измерительного тракта;

• способность определять эффективную массу ²⁴⁰Pu.

Возникшая проблема требует решения следующих задач:

• ознакомиться с аппаратурой и методикой цифрового разделения частиц деления;

• измерить скорость счета совпадений нейтронов и фотонов спонтанного деления ²⁵²Cf в водной и свинцовой защитах различных толщин;

• обработать полученные данные;

• построить временные распределения скорости счета совпадений, и зависимости скорости счета от толщины защиты;

• сравнить полученные зависимости для разных защит;

• описать физическую природу изменения скорости счета совпадений при увеличении толщины слоя водной или свинцовой защиты;

• сделать вывод о толщине свинца, превышение которой сведет эксперимент к измерению только нейтронных совпадений;

• оценить время, потраченное на проведение измерений.

Решение поставленных задач являлось бы толчком в развитии системы учета и контроля ЯМ в нашей стране. ²⁴⁰Pu является основным изотопом, загрязняющим оружейный ²³⁹Pu. Его наличие точно определяет характеристики ядерного оружия, а значит следить за его содержанием необходимо.