本发明属于无损检测技术领域，具体涉及一种三层夹芯结构燃料元件中子射线检测方法。
背景技术：
目前核燃料元件的射线检测主要使用常规的X射线、γ射线。三层夹芯结构燃料元件是研究堆燃料元件的典型模型，由内外铝包壳将U3Si2-Al弥散体复合材料包覆的三层薄壁复合层组成，通常分为板型元件和管型元件两大类。U3Si2-Al弥散体复合材料线衰减系数大，X、γ射线穿透能力弱；颗粒度大，底片清晰度小。另外，管型燃料元件三条筋的影响，常规射线检测无法准确评价管型燃料原件筋部芯体质量。因此，使用常规的X、γ射线对燃料元件的内部质量评价难度大。
另外，中子射线检测在核燃料元件射线检测中的应用主要是通过高通量中子射线进行乏燃料芯块内部中子毒物的模拟实验，尚未应用于实物生产。
技术实现要素：
本发明的目的在于提供一种三层夹芯结构燃料元件中子射线检测方法，能够对燃料元件进行无损检测。
本发明的技术方案如下：
三层夹芯结构燃料元件中子射线检测方法，包括以下步骤：
步骤一：贫铀材料射线衰减系数比较；
步骤二：计算与分析间接中子照相实验条件；
步骤三：计算与分析中子照相实验曝光时间参数；
步骤四：三层夹芯结构燃料元件中子成像；
步骤五：数据处理与成像分析。
步骤一中，比较Fe、235U、238U和Pb的X射线衰减系数。
步骤一中，采用238U中子射线进行检测。
步骤二中，中子照相的几何不清晰度表示为：
式中：为准直比倒数，T为待检测样品厚度；
在实际中子射线照相中，准直比大于10，高质量成像准直比大于150，测试位置的中子注量率达到106n/cm2s以上。
步骤二中，利用中子散射谱仪通用模拟软件，对不同配置方式的测试位置的中子束流品质进行模拟计算。
步骤二中，测试位置的中子注量率为2.84×109n/cm2s，中子束的准直比L/D为150。
步骤三中，中子照相间接成像时，中子转换屏在中子束中曝光，转换屏的放射性活度随其在中子束中曝光时间的关系为：
停止曝光后，转换屏的放射性活度随时间的关系为：
式中：为测试位置的中子注量率；δ为转换屏材料的微观中子吸收截面；N为转换屏中的原子数目；λ为转换屏形成放射性子核的衰变系数，λ＝0.693/τ，τ为半衰期；t1为转换屏在中子束中的曝光时间，t2为停止照射后的放射性衰变时间。
步骤三中，转换屏在中子束中曝光时间为t1，随后转换屏与数字成像探测器曝光，当数字成像探测器获得的照射量达到K0时停止曝光，此时间为t3，t3利用数值法根据t1求解，根据公式(4)，转换屏与数字成像探测器此时获得的照射量为：
转换屏厚度为0.1mm，测试位置的中子注量率为2.84×109n/cm2s，t1为1/5τ。
步骤四中，设计制作100mm×100mm的板型燃料芯坯，为长100mm管型燃料芯坯和长100mm的管型燃料元件进行中子成像。
本发明的显著效果在于：
(1)通过本发明三层夹芯结构燃料元件及燃料芯坯的中子射线检测方法的建立，表明高穿透性的中子完全胜任燃料元件的无损检测分析。
(2)本发明方法检测精度高，通过金相解剖验证，金相解剖结果与中子射线检测结果误差仅为±0.02mm。
具体实施方式
下面结合具体实施例对本发明作进一步详细说明。
三层夹芯结构燃料元件中子射线检测方法，包括以下步骤：
步骤一：贫铀材料射线衰减系数比较
表1不同材料中子射线及X射线线衰减系数
从表1可以看出燃料元件芯体主要成分235U、238U的X射线衰减系数大于屏蔽材料Pb，其X射线穿透能力弱于铅。常规320kV固定式X射线机和移动式X射线机穿透A3钢的能力均为71mm，便携式X射线机穿透能力仅有50mm。根据等效计算，320kV固定式X射线机和移动式X射线机能穿透6.9mm的U材料，便携式X射线机能穿透4.9mm的U材料。因此常规X射线无法穿透三层夹芯结构燃料芯坯，而238U中子的X射线衰减系数仅是钢的1/2，因此采用238U中子射线对工艺验证阶段的贫料三层夹芯结构元件的燃料芯坯和成形后燃料元件进行中子检测。
步骤二：计算与分析间接中子照相实验条件
进行中子照相的中子束流准直比(L/D)直接影响空间分辨率，通过选择准直，可控制中子射线照相的几何不清晰度。其中中子照相的几何不清晰度表示为：
式中：为准直比倒数，T为待检测样品厚度。
在实际中子射线照相中，准直比一般大于10，高质量成像要求准直比大于150。当测试位置的中子注量率低于105n/cm2s时，需要曝光时间过长，信噪比较低，不利于样品信息的检出，另外，间接中子照相方法的中子转换屏为活化屏，转换屏在中子束中曝光时间达到一定限值时，转换屏的活度将趋于饱和，若中子注量率过低则转换屏无法产生足够的放射性，从而不能得到清晰的检测成像，要得到清晰的中子照相成像，测试位置的中子注量率需要达到106n/cm2s以上。
利用中子散射谱仪通用模拟软件VITESS(Virtual Instrumentation Tool for European Spallation Source)，对不同配置方式的测试位置的中子束流品质进行模拟计算，测试位置L选择600cm、光阑直径D选择4cm，在此配置下，中子束的准直比及全影区尺寸满足实验要求，同时具有最强的中子注量率。
最终实验条件确定为：测试位置的中子注量率为2.84×109n/cm2s，中子束的准直比L/D为150。
步骤三：计算与分析中子照相实验曝光时间参数
中子照相间接成像时，中子转换屏在中子束中曝光，转换屏的放射性活度随其在中子束中曝光时间的关系为：
停止曝光后，转换屏的放射性活度随时间的关系为：
式中：为测试位置的中子注量率；δ为转换屏材料的微观中子吸收截面；N为转换屏中的原子数目；λ为转换屏形成放射性子核的衰变系数，λ＝0.693/τ，τ为半衰期；t1为转换屏在中子束中的曝光时间，t2为停止照射后的放射性衰变时间。
通过转换屏在中子束中曝光时间范围的分析，在满足数字成像照射量的情况下，转换屏在中子束中曝光时间范围很宽。通过计算分析，确定转换屏在中子束中曝光时间的最优选择。转换屏在中子束中曝光时间t1选择1/10τ、1/5τ、1τ、2τ、3τ，分别计算在满足胶片照射量的情况下，转换屏与胶片的曝光时间t3。
转换屏在中子束中曝光时间为t1，随后转换屏与数字成像探测器曝光，当数字成像探测器获得的照射量达到K0时停止曝光，此时间为t3，根据公式(4)，转换屏与数字成像探测器此时获得的照射量为：
转换屏厚度为0.1mm，测试位置的中子注量率为2.84×109n/cm2s。t1分别为1/10τ、1/5τ、1τ、2τ、3τ时，利用数值法求解t3，并计算两次曝光所需的总曝光时间(t1+t3)。当转换屏在中子束中曝光为1/5τ时，在数字成像的照射量满足要求的情况下，总的曝光时间最短。
步骤四：三层夹芯结构燃料元件中子成像
由于三层夹芯结构燃料元件属于研究堆燃料元件，235U富集度较高，材料受中子辐照后表面活化，因此实验中采用贫料元件进行中子照相实验。考虑到中子射线检测效率、反应堆运行时间和三维成像时旋转机构的空间，设计制作100mm×100mm的板型燃料芯坯，为长100mm管型燃料芯坯和长100mm的管型燃料元件进行中子成像。
步骤五：数据处理与成像分析
对三维成像的燃料元件进行芯体厚度定点测量，测量点解剖后进行金相检测，检出燃料元件内部芯体厚度不小于0.02mm的变化，实现三层夹芯结构燃料元件内部芯体质量的有效评价。
三层夹芯结构燃料元件中子射线检测技术，目前应用于研究堆U3Si2-Al弥散体复合材料挤压成型燃料元件的检测中，用于评价燃料元件内部质量。
采用中国原子能科学研究院的先进研究堆CARR堆中子源，功率60MW，反射层最大未扰热中子注量率为8×1014n/cm2s，测试位置的中子注量率为2.84×109n/cm2s，中子束的准直比L/D为150。对100mm长的管型燃料元件进行12s×900次的三维成像。三维图像可以明确显示燃料的三维分布，燃料芯体在筋下存在减薄趋势，在筋两侧存在增厚现象，其余部位分布基本均匀。对管型燃料元件进行中子三维成像后，测得芯体厚度值与金相解剖值最大误差仅为0.02mm，检测结果一致性良好。