SU439740A1 - Method for determining concentration of fissile material - Google Patents

Description

1one

Данное изобретение относитс  к способам контрол  концентрации дел щихс  веществ и основан на измерении запаздывающих нейтронов после облучени  нейтронным потоком от малогабаритного импульсного генератора.This invention relates to methods for controlling the concentration of fissionable substances and is based on the measurement of delayed neutrons after irradiation with a neutron flux from a small pulsed generator.

Известны бесконтактные способы контрол  концентрации дел щихс  веществ по (а, п)реакции «а кислороде.Non-contact methods are known for controlling the concentration of fissionable substances by the (a, n) reaction of "a to oxygen."

С щелью повышени  чувствительности на 2-3 пор дка дл  всех дел щихс  веществ и измерени  в диапазоне концентраций от 0,1-0,2 мг/л до 1 мг/л измер ют поток запаздывающих нейтронов делени , возникающих при облучении исследуемого вещества импульсным потоком нейтронов от малогабаритного генератора.With a sensitivity gap of 2-3 orders of magnitude, for all fissionable substances and measurements in the concentration range from 0.1-0.2 mg / L to 1 mg / L, the flux of delayed fission neutrons produced by irradiating a test substance with a pulsed flow is measured. neutrons from a small-sized generator.

Предложенный способ состоит в следующем .The proposed method consists in the following.

В бак с раствором дел щихс  веществ вводитс  трубка генератора нейтронов и счетчик медленных нейтронов.A neutron generator tube and a slow neutron counter are introduced into a tank with a solution of fissionable substances.

Генератор нейтронов создает импульсный нейтронный ноток, вызывающий деление  дер. Плотность потока запаздывающих нейтронов делени  измер етс  счетчиком медленных нейтронов, который включаетс  после поглощени  в растворе первичных нейтронов от генератора. При посто нной интенсивности генератора нейтронов и посто нном макпоскопическом сечении поглощени  тепловыхThe neutron generator creates a pulsed neutron note, causing the fission of der. The flux density of delayed fission neutrons is measured by a slow neutron counter, which is turned on after the primary neutrons are absorbed in the solution from the generator. At a constant neutron generator intensity and a constant macroscopic cross section for the absorption of thermal

нейтронов в растворе скорость счета запаздывающих нейтронов будет пропорциональна концентрации дел щихс  веществ. Оценку чувствительности метода запаздывающих нейтронов удобно проводить путем сравнени  с методом (а, п)-реакции, уже проверенным в производственных услови х. Если объем раствора достаточно велик и в нем поглощаютс  практически все нейтроныneutrons in solution, the delayed neutrons counting rate will be proportional to the concentration of fissionable substances. The evaluation of the sensitivity of the delayed neutron method is conveniently carried out by comparison with the (a, p) reaction method, which has already been tested under production conditions. If the volume of the solution is large enough and almost all neutrons are absorbed in it.

от генератора, то среднее число запаздывающих нейтронов, возникающих в растворе в единицу времени, будет равно:from the generator, then the average number of delayed neutrons arising in solution per unit of time will be equal to:

S,S,

0)0)

,,

- / - /

где Едел - макроскопическое сечение делени where Edel is a macroscopic fission section

раствора, S --полное макроскопическое сечениеsolution, S - full macroscopic section

поглощени ,absorption

V -число нейтронов на акт делени ,V is the number of neutrons per fission event,

р - дол  запаздывающих нейтронов, / - средн   интенсивность нейтронного генератора.p is the fraction of delayed neutrons, / is the average intensity of the neutron generator.

Выражение (1) можно переписать следующим образом:Expression (1) can be rewritten as follows:

ооооoooh

4«s I (п6)зап rdr . р f (nU) . (2)4 "s I (n6) zap rdr. p f (nU). (2)

ОоOoh

Так как средн   энерги  запаздывающих нейтронов много меньше энергии нейтроновSince the average energy of delayed neutrons is much less than the energy of neutrons

от генератора (14 мэв), то плотность потока запаздывающих нейтронов будет пропорциональна плотности потоков первичных нейтронов при любом рассто нии г от источника нейтронов. Тогда из (2) следует:from the generator (14 meV), then the flux density of the delayed neutrons will be proportional to the flux density of the primary neutrons at any distance r from the neutron source. Then from (2) it follows:

(«)зап - (nU)(") Zap - (nU)

-v3.-v3.

(3)(3)

Дл  большого объема плотность потока нейтронов от (а,  ) -реакции на кислороде определ етс  соотношением:For a large volume, the neutron flux density from the (a,) reaction on oxygen is determined by the relation:

(nU.,n A-C,(4)(nU., n A-C, (4)

где А - плотность нейтронных источников (а, nj-реакции при единичной концентрации дел щегос  вещества С. Использу  (3) и (4), получим:where A is the density of neutron sources (a, nj-reactions with a single concentration of the substance fissioning C. Using (3) and (4), we get:

(пи)зап . т/ дел- Р(pi) zap. t / del- P

(5)(five)

(«У), „ А.С(“U),“ A.S.

/а, П/ a, P

Дл  плутони , например, отношение тельности двух методов будет:For plutonium, for example, the ratio of the two methods will be:

(лУ)зап(lu) zap

2-lO-(nU). 2-lO- (nU).

(nU)(nU)

При .расчете прин то, что v 2,9; р 4-10-3; 2дел 1,8-10-б.С; Л 10-. Концентраци  плутони  измер етс  в мг/л.When calculating, it is assumed that v is 2.9; p 4-10-3; 2de 1.8-10 b. C; L 10-. Plutonium concentration is measured in mg / l.

Поток первичных медленных нейтронов (nU) можно оценить следующим образом: Ra - а - Be - источник в бесконечном объеме воды создает поток медленных нейтронов на рассто нии 4 см от источника на один быстрый нейтрон.The flux of primary slow neutrons (nU) can be estimated as follows: Ra - a - Be - a source in an infinite volume of water creates a stream of slow neutrons at a distance of 4 cm from the source to one fast neutron.

В эту величину следует ввести поправку на различие в средних энерги х нейтронов от источника 6,4 10- н/см и от генератора и на наличие цилиндрической полости диаметром 12-15 см. Груба  оценка показывает, чтО эти эффекты приведут к уменьщению потока в 2-Э раза. Тогда дл  генератора с интенсивностью 10 н/сек отношение чувствительности двух методов будет равно:This value should be corrected for the difference in average neutron energies from the source 6.4 10-n / cm and from the generator and for the presence of a cylindrical cavity with a diameter of 12-15 cm. A coarse estimate indicates that these effects will lead to a decrease in flux of -E times. Then for a generator with an intensity of 10 n / sec, the sensitivity ratio of the two methods will be:

(пи)з п(pi) hp

;500.; 500.

(nU(nU

Со счетчиком нейтронов СНМ-11 метод (а, ftj-реакции дает 0,4 имп/мин при концентрации плутони  С 1 мг/л. Метод запаздывающих нейтронов при такой же концентрации будет давать 200 имп/мин и, следовательно , позволит измер ть и регистрировать на самопищущих приборах концентрации, начина  от 0,1-0,2 мг/л.With the SNM-11 neutron counter, the method (a, ftj reaction gives 0.4 imp / min at a Pu concentration of 1 mg / l. A delayed neutron method at the same concentration will produce 200 imp / min and, therefore, will allow register on self-feeding concentration devices, starting from 0.1-0.2 mg / l.

В случае измерени  или U чувствительность метода будет примерно такой же.In the case of a measurement or U, the sensitivity of the method will be about the same.

Линейна  зависимость между потоком запаздывающих нейтронов и содержанием дел щегос  вещества будет сохран тьс  до концентрации 1 г/л. При больщих концентраци х будет наблюдатьс  отклонение от линейности , св занное с изменением макроскопического сечени  поглощени  нейтронов в растворе и процессами размножени .The linear relationship between the flux of delayed neutrons and the content of the fissionable substance will be maintained to a concentration of 1 g / l. At high concentrations, there will be a deviation from linearity associated with a change in the macroscopic neutron absorption cross section in the solution and reproduction processes.

Дл  измерени  концентрации дел щихс  веществ этим методом необходимо начинать регистрацию запаздывающих нейтронов после поглощени  первичного потока нейтронов от генератора.To measure the concentration of fissionable substances by this method, it is necessary to begin the registration of delayed neutrons after absorbing the primary neutron flux from the generator.

Так как среднее врем  жизни тепловых нейтронов в воде равно 0,2 м-сек, то чере 4 м-сек первичный поток уменьшитс  в 5-10 раз и не будет превышать 1% от потока запаздывающих нейтронов.Since the average lifetime of thermal neutrons in water is 0.2 m / s, over 4 m / s the primary flux will decrease by 5-10 times and will not exceed 1% of the flux of delayed neutrons.

При частоте повторени  нейтронных импульсов от генератора за Э|ффективное врем  регистрации запаздывающих нейтронов составит 96%. Включение нейтронного генератора и счетчика медленных нейтронов должно осуществл тьс  схемой управлени .With the repetition frequency of neutron pulses from the generator, during the effective time of registration of delayed neutrons will be 96%. The activation of the neutron generator and the slow neutron counter must be carried out by the control circuit.

Предмет изобретени Subject invention

Способ определени  концентрации дел щихс  веществ, отл ич ающийс  тем, что, с целью исключени  контакта датчика с раствором и повышени  чувствительности измерени  концентрации в диапазоне от ОД -г;The method of determining the concentration of fissionable substances, which differs in that, in order to eliminate the contact of the sensor with the solution and increase the sensitivity of the measurement of the concentration in the range from OD to g;

,2 мг/л до 1 г/л, измер ют поток запаздывающих нейтронов делени , возникающих при облучении исследуемого вещества импульсным потоком нейтронов., 2 mg / l to 1 g / l, measure the flux of delayed fission neutrons that occur when the test substance is irradiated with a pulsed neutron flux.