BR112018075461B1 - Sistema e método para realizar varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear - Google Patents

Abstract

Trata-se de um sistema e método para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear. O sistema inclui um gerador de nêutron eletricamente acionado que inclui uma fonte de íons, um acelerador e um alvo; um moderador que circunda o gerador de nêutron e configurado para moderar nêutrons gerados pelo gerador de nêutron; um canal de vareta de combustível disposto dentro do moderador, sendo que o canal de vareta de combustível é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear e submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron predeterminado; e uma pluralidade de detectores de radiação. Quando a vareta de combustível nuclear é submetida ao fluxo de nêutron predeterminado, os nêutrons induzem uma radiação secundária de emissões gama imediatas e atrasadas, emissão de nêutron ou uma combinação das mesmas que são detectadas pela pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil na vareta de combustível nuclear e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear.

Description

REFERÊNCIA CRUZADA A PEDIDOS RELACIONADOS

[001] O presente Pedido reivindica a prioridade do Pedido de Patente Provisório de Número Serial U.S. 62/347.969 depositado em 9 de junho de 2016, o qual é incorporado em sua totalidade ao presente documento a título de referência.

CAMPO

[002] O presente pedido refere-se, de maneira geral, ao campo de realização de varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear para identificar variações em enriquecimento ao longo de um comprimento da vareta de combustível. Mais especificamente, o presente pedido se refere a sistemas e métodos para realizar varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear.

INFORMAÇÕES DE FUNDAMENTOS

[003] Essa seção é destinada a fornecer um fundamento ou contexto para a invenção enumerada nas reivindicações. A descrição no presente documento pode incluir conceitos que poderiam ser perseguidos, mas são não necessariamente aqueles que têm sido concebidos ou perseguidos anteriormente. Portanto, a menos que indicado de outra forma no presente documento, o que é descrito nessa seção não é técnica anterior à descrição e reivindicações nesse pedido e não é admitido como sendo técnica anterior por inclusão nessa seção.

[004] Aproximadamente 20% da energia elétrica nos Estados Unidos da América são gerados por reatores nucleares. O combustível usado nesses reatores nucleares vem na forma de pequenas pelotas cilíndricas de dióxido de urânio (UO2), as quais têm aproximadamente 1 cm (0,39 polegadas) de comprimento e 1 cm (0,39 polegadas) de diâmetro. O combustível útil nessas pelotas é o urânio, especificamente U-235 e U-238. As pelotas de UO2 são empilhadas no interior de uma capa de metal para formar uma vareta de combustível que varia em comprimento de cerca de 152,4 cm (60 polegadas) a 406,4 cm (160 polegadas). Uma pluralidade de varetas de combustível é, então, disposta em agrupamentos retangulares de aproximadamente 15x15 varetas de combustível por agrupamento. Um reator nuclear típico utilizará entre 150 e 200 agrupamentos, que equivalem a cerca de 40.000 varetas de combustível ou cerca de 15 milhões de pelotas de combustível.

[005] Os reatores nucleares são reabastecidos aproximadamente a cada dois anos. Durante cada reabastecimento, aproximadamente um terço das varetas de combustível são substituídas. Assim, a vida média de uma vareta de combustível é cerca de seis anos. Esforço significativo tem sido colocado em estender o tempo de vida de combustível nuclear. Um método que tem se provado muito eficaz é introduzir “venenos combustivos” nas pelotas de combustível. Exemplos típicos de venenos combustivos são gadolínio e boro. Esses materiais são chamados de venenos devido ao fato de que os mesmos são muito eficientes na absorção de nêutrons térmicos. Os nêutrons térmicos são, tipicamente, definidos como nêutrons com energia menor do que cerca de 0,5 eV.

[006] Os reatores nucleares obtêm energia a partir de fissão nuclear, isto é, a divisão de átomos (por exemplo, átomos de urânio) e utilizar a energia liberada para aquecer água. A interação de nêutrons com o urânio no combustível nuclear é o que induz uma reação de fissão, e cada reação de fissão emite diversos nêutrons que geram mais reações de fissão, por isso, a natureza operacional crítica (“reação em cadeia”) de um reator nuclear. A introdução de venenos combustivos em localizações específicas e em quantidades específicas em um reator nuclear pode desacelerar a reação em cadeia e torná-la mais fácil de controlar. Um efeito benéfico disso é tempo de vida aumentado do combustível.

[007] A fim de regular a operação de um reator nuclear, a qualidade do combustível nuclear tem que ser rigorosamente controlada. Isto é, as quantidades e distribuição espacial de U-235 e U-238 têm que ser conhecidas com um grau muito alto de exatidão e precisão. Assim, antes de deixar uma instalação de fabricação, de combustível nuclear as varetas de combustível passam por uma inspeção final para medir o conteúdo e distribuição de isótopos de urânio na vareta de combustível. Historicamente, essa medição tem sido realizada passando-se a vareta de combustível através de um irradiador em que a mesma é bombardeada por nêutrons térmicos. Os nêutrons térmicos induzem fissão no urânio na vareta de combustível (embora em uma taxa muito inferior a quando a vareta de combustível está operacional em um reator nuclear). Após um evento de fissão, muitos raios gama são emitidos pelos segundos e minutos subsequentes. Assim, após irradiação, a vareta de combustível nuclear é passada através de uma montagem de detector de gama em que os raios gama emitidos são capturados e contados. O número de raios gama emitidos por cada seção da vareta de combustível fornece informações sobre as concentrações relativas e distribuição espacial de U-235 e U-238 na vareta de combustível. Essas informações são, então, comparadas ao projeto de vareta de combustível como a etapa final de controle de qualidade antes de o combustível deixar a instalação de fabricação.

[008] Em geral varetas de combustível nuclear podem ser submetidas à varredura para variações em enriquecimento ao longo de um comprimento da vareta (isto é, uniformidade de enriquecimento) com o uso de sistemas de varredura passiva ou sistemas varredura ativa. Um sistema de varredura passiva detecta a radiação natural do combustível nuclear, enquanto que um sistema de varredura ativa induz radiação adicional no combustível nuclear acima daquela quantidade irradiada naturalmente e detecta aquela radioatividade adicional. Historicamente, a fonte de nêutron no irradiador do sistema de varredura ativa tem sido um isótopo radioativo que emite naturalmente nêutrons, especificamente, califórnio-252 (Cf- 252). O Cf-252 emite nêutrons com um espectro de energia que atinge o ponto máximo por volta de 1 MeV. Os nêutrons, então, precisam ser moderados ou “termalizados” para reduzir energias em que a probabilidade de induzir uma reação de fissão na vareta de combustível é muito superior. Isso é obtido colocando-se o Cf-252 no interior de um bloco de material moderador (tipicamente, água pesada, grafite ou polietileno). Quando nêutrons interagem com esses materiais, os mesmos desaceleram por “saltarem” dos núcleos de átomos no material moderador. Um nêutron típico “saltará” dúzias de vezes antes de alcançar níveis de energia térmica. Um nêutron térmico tem uma probabilidade muito superior de ser absorvido pelo combustível nuclear e induzir um evento de fissão, o qual, em última instância, leva à produção de raios gama e um sinal mensurável nos detectores.

[009] O Cf-252 tem uma vida média de 2,64 anos, o que significa que o Cf-252 nos dispositivos de varredura de vareta de combustível ativos (isto é, dispositivos de varredura de vareta de combustível com o uso de nêutrons) tem que ser substituído aproximadamente a cada dois anos para manter uma saída de nêutrons alta. Nos últimos anos, o preço de Cf-252 aumentou por mais do que dez vezes, o que tornou o preço restritivo para uso desse isótopo para gerar nêutrons para varredura de vareta de combustível ativa. Os fabricantes de vareta de combustível estão procurando ativamente fontes alternativas de alto rendimento de nêutrons para realizar a etapa de controle de qualidade crítica final antes de as varetas de combustível deixarem a instalação de fabricação.

[010] A varredura de varetas de combustível que contêm venenos combustivos apresenta um desafio particular quando a mesma chega para determinar conteúdo urânio e plutônio e distribuição espacial. Os venenos combustivos têm cortes transversais de absorção muito alta para nêutrons térmicos - muito superior aos cortes transversais para induzir fissão no urânio. Assim, quando varetas de combustível que contêm venenos combustivos passam através do irradiador, a maior parte de dos nêutrons é absorvida pelo material de veneno e uma quantidade mínima de fissão é induzida no urânio na vareta de combustível. Isso resulta em um sinal muito baixo nos detectores de gama que é insuficiente para determinar as concentrações e distribuições de U-235 e U-238 nas pelotas de combustível.

[011] Existe uma necessidade de tecnologia aprimorada que inclua tecnologia relacionada a um novo tipo de dispositivo e método de varredura de vareta de combustível ativa para realizar varredura ativa em varetas de combustível nuclear.

SUMÁRIO

[012] Uma modalidade exemplificativa se refere a um sistema para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear que inclui um gerador de nêutrons acionado eletricamente, um moderador, um primeiro canal de vareta de combustível e uma pluralidade de detectores de radiação. O gerador de nêutrons inclui uma fonte de íons, um acelerador e um alvo. O moderador circunda o gerador de nêutrons e modera nêutrons gerados pelo gerador de nêutrons. O primeiro canal de vareta de combustível é disposto dentro do moderador. O primeiro canal de vareta de combustível recebe uma primeira vareta de combustível nuclear e submete a primeira vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons predeterminado. Os nêutrons induzem uma radiação secundária de emissões de gama imediatas e atrasadas, emissão de nêutrons ou uma combinação das mesmas que são detectadas pela pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil na primeira vareta de combustível nuclear e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da primeira vareta de combustível nuclear.

[013] Na modalidade exemplificativa descrita acima, o moderador pode incluir uma câmara que circunda o alvo, um moderador de nêutron que circunda a câmara e um moderador de nêutron adicional que circunda o moderador de nêutron. O alvo pode ser um alvo sólido compreendido de um material suscetível à autoimpregnação de deutério ou trítio. O moderador de nêutron que circunda a câmara pode ser compreendido de grafite, e o moderador de nêutron adicional pode ser compreendido de 5% de polietileno boratado. O primeiro canal de vareta de combustível pode ser configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que contém urânio, plutônio ou uma combinação dos mesmos. A vareta de combustível nuclear pode, ou não, conter um veneno combustivo tal como gadolínio ou boro. O primeiro canal de vareta de combustível pode incluir uma carcaça interna que tem uma camada externa compreendida de um veneno combustivo tal como gadolínio ou boro e configurada para absorver nêutrons térmicos.

[014] A modalidade exemplificativa descrita acima também pode incluir pelo menos um canal de vareta de combustível adicional (por exemplo, um segundo canal de vareta de combustível, um terceiro canal de vareta de combustível, um quarto canal de vareta de combustível, um quinto canal de vareta de combustível, um sexto canal de vareta de combustível, um sétimo canal de vareta de combustível, um oitavo canal de vareta de combustível, etc.) configurado para receber uma vareta de combustível nuclear de urânio ou plutônio que não contém um veneno combustivo. O pelo menos um canal de vareta de combustível adicional pode incluir uma carcaça térmica interna que tem uma camada externa compreendida de alumínio, e uma camada interna compreendida de polietileno.

[015] Outra modalidade exemplificativa se refere a um método para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear. O método inclui gerar nêutrons com um gerador de nêutrons acionado eletricamente que inclui uma fonte de íons, um acelerador, e um alvo; moderar os nêutrons com um moderador que circunda o gerador de nêutrons; dispor uma vareta de combustível nuclear em um primeiro canal de vareta de combustível disposto dentro do moderador; submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões de gama imediatas e atrasadas, emissões de nêutron ou uma combinação das mesmas; e detectar a radiação secundária com uma pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear. A vareta de combustível nuclear pode, ou não, conter um veneno combustivo tal como gadolínio ou boro.

[016] A modalidade exemplificativa do método para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear, conforme descrito acima, pode adicionalmente incluir dispor pelo menos uma vareta de combustível nuclear adicional que não contém veneno combustivo em pelo menos um canal de vareta de combustível adicional; submeter a pelo menos uma vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões de gama e/ou nêutrons imediatas e atrasadas; e detectar as emissões de gama e/ou nêutrons imediatas e atrasadas a partir da pelo menos uma vareta de combustível nuclear com pelo menos um da pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da pelo menos uma vareta de combustível nuclear.

[017] Em algumas modalidades, são fornecidos no presente documento sistemas para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear, sendo que o sistema compreende um ou mais de cada um de: um gerador de nêutrons acionado eletricamente que inclui uma fonte de íons, um acelerador, e um alvo; um moderador que circunda o gerador de nêutrons e configurado para moderar nêutrons gerados pelo gerador de nêutrons; um primeiro canal de vareta de combustível disposto dentro do moderador, sendo que o primeiro canal de vareta de combustível é configurado para receber uma primeira vareta de combustível nuclear e submeter a primeira vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons predeterminado; e uma pluralidade de detectores de radiação. Em algumas modalidades, o sistema é configurado de modo que, em uso, nêutrons induzem uma radiação secundária de emissões de gama imediatas e atrasadas, emissão de nêutrons, ou uma combinação das mesmas que são detectadas pela pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil na primeira vareta de combustível nuclear e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da primeira vareta de combustível nuclear.

[018] Em algumas modalidades, o primeiro canal de vareta de combustível é configurado para receber a primeira vareta de combustível nuclear que contém um veneno combustivo. Em algumas modalidades, o primeiro canal de vareta de combustível inclui uma carcaça epitérmica interna que tem uma camada externa compreendida do veneno combustivo e configurada para absorver nêutrons térmicos. Em algumas modalidades, a carcaça epitérmica interna inclui adicionalmente uma camada interna configurada para dispersar nêutrons rápidos em uma região epitérmica, sendo que a camada interna é concêntrica à camada externa. Em algumas modalidades, a camada interna é compreendida de berílio. Em algumas modalidades, o primeiro canal de vareta de combustível é configurado para receber a primeira vareta de combustível nuclear que contém gadolínio ou boro.

[019] Em algumas modalidades do sistema, o fluxo de nêutrons predeterminado é um fluxo de nêutrons epitérmicos, e nêutrons epitérmicos induzem a radiação secundária detectada pela pluralidade de detectores de radiação.

[020] Em algumas modalidades, a fonte de íons é uma fonte de íons de microondas ou uma fonte de íons de ressonância ciclotrônica de elétrons (ECR).

[021] Em algumas modalidades, o alvo é um alvo sólido compreendido de pelo menos um de titânio, cobre, zircônio, urânio, paládio ou alumínio.

[022] Em algumas modalidades, o moderador inclui uma câmara que circunda o alvo, um moderador de nêutron que circunda a câmara, e um moderador de nêutron adicional que circunda o moderador de nêutron. Em algumas modalidades, a câmara contém um sólido, líquido ou gás dielétrico. Em algumas modalidades, a câmara contém um líquido fluorinert. Em algumas modalidades, o moderador de nêutron que circunda a câmara é compreendido de grafite, D2O ou polietileno. Em algumas modalidades, o moderador de nêutron adicional é compreendido de polietileno. Em algumas modalidades, o moderador de nêutron adicional é compreendido de 5% de polietileno boratado.

[023] Em algumas modalidades, o primeiro canal de vareta de combustível inclui uma carcaça epitérmica interna que tem uma camada externa compreendida do veneno combustivo e configurada para absorver nêutrons térmicos.

[024] Em algumas modalidades, os sistemas compreendem adicionalmente um segundo canal de vareta de combustível configurado para receber uma segunda vareta de combustível nuclear e submeter a segunda vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron térmico predeterminado. Em algumas modalidades, o segundo canal de vareta de combustível é disposto dentro do moderador, e nêutrons térmicos induzem uma radiação secundária de emissões de gama, emissão de nêutrons ou uma combinação dos mesmos na segunda vareta de combustível nuclear que são detectadas por pelo menos um da pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da segunda vareta de combustível nuclear. Em algumas modalidades, o segundo canal de vareta de combustível inclui uma carcaça térmica interna que tem uma camada externa compreendida de alumínio, e uma camada interna compreendida de polietileno.

[025] Em algumas modalidades, os sistemas compreendem adicionalmente pelo menos um canal de vareta de combustível adicional configurado para receber uma vareta de combustível nuclear e submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons epitérmicos ou a um fluxo de nêutron térmico. Em algumas modalidades, nêutrons do fluxo de nêutrons epitérmicos ou do fluxo de nêutron térmico induzem uma radiação secundária de emissões de gama, emissão de nêutrons, ou uma combinação das mesmas na vareta de combustível nuclear que são detectadas por pelo menos um da pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear.

[026] Em algumas modalidades, o alvo é um alvo sólido compreendido de titânio; o moderador de nêutron é compreendido de grafite; o moderador de nêutron adicional é compreendido de polietileno boratado; o primeiro canal de vareta de combustível inclui uma carcaça epitérmica interna que tem uma camada externa compreendida de gadolínio e configurada para absorver nêutrons térmicos, e uma camada interna compreendida de berílio e configurada para dispersar nêutrons rápidos em uma região de energia epitérmica; o primeiro canal de vareta de combustível é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que contém gadolínio; o segundo canal de vareta de combustível inclui uma carcaça térmica interna que tem uma camada externa compreendida de alumínio, e uma camada interna compreendida de polietileno; e/ou o segundo canal de vareta de combustível é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que não contém um veneno combustivo.

[027] Em algumas modalidades, o alvo é um alvo sólido compreendido de titânio; o moderador de nêutron é compreendido de grafite; o moderador de nêutron adicional é compreendido de polietileno boratado; o primeiro canal de vareta de combustível inclui uma carcaça epitérmica interna que tem uma camada externa compreendida de boro e configurada para absorver nêutrons térmicos, e uma camada interna compreendida de berílio e configurada para dispersar nêutrons rápidos em uma região de energia epitérmica; o primeiro canal de vareta de combustível é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que contém boro; o segundo canal de vareta de combustível inclui uma carcaça térmica interna que tem uma camada externa compreendida de alumínio, e uma camada interna compreendida de polietileno; e/ou o segundo canal de vareta de combustível é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que não contém um veneno combustivo.

[028] No presente documento é fornecido adicionalmente o uso de qualquer um dos sistemas acima. Em algumas modalidades, o uso compreende uso do sistema para análise de uma vareta de combustível nuclear.

[029] Em algumas modalidades, são fornecidos no presente documento métodos para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear, sendo que os métodos compreendem um ou mais de cada um de: gerar nêutrons com um gerador de nêutrons acionado eletricamente que inclui uma fonte de íons, um acelerador e um alvo; moderar os nêutrons com um moderador que circunda o gerador de nêutrons; dispor uma primeira vareta de combustível nuclear em um primeiro canal de vareta de combustível disposto dentro do moderador; submeter a primeira vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões de gama imediatas e atrasadas, emissões de nêutron ou uma combinação dos mesmos; e detectar a radiação secundária com uma pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da primeira vareta de combustível nuclear. Em algumas modalidades, a primeira vareta de combustível nuclear contém um veneno combustivo. Em algumas modalidades, a primeira vareta de combustível nuclear contém gadolínio ou boro. Em algumas modalidades, o fluxo de nêutrons predeterminado é um fluxo de nêutrons epitérmicos, e nêutrons epitérmicos induzem a radiação secundária detectada pela pluralidade de detectores de radiação. Em algumas modalidades, o primeiro canal de vareta de combustível inclui uma carcaça epitérmica interna que tem uma camada compreendida de um veneno combustivo; e em que submeter a primeira vareta de combustível nuclear ao fluxo de nêutrons predeterminado compreende absorver nêutrons térmicos na camada externa da carcaça epitérmica interna. Em algumas modalidades, os métodos compreendem adicionalmente dispersar nêutrons rápidos em uma região de energia epitérmica na camada interna da carcaça epitérmica interna. Em algumas modalidades, os métodos compreendem adicionalmente dispor uma segunda vareta de combustível nuclear que não contém veneno combustivo em um segundo canal de vareta de combustível; submeter a segunda vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron térmico predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões de gama, emissões de nêutron ou uma combinação dos mesmos; e detectar a radiação secundária a partir da segunda vareta de combustível nuclear com pelo menos um da pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da segunda vareta de combustível nuclear. Em algumas modalidades, o segundo canal de vareta de combustível inclui uma carcaça térmica interna que tem uma camada externa compreendida de alumínio e uma camada interna compreendida de polietileno, e os métodos compreendem adicionalmente reduzir uma população de nêutrons epitérmicos com a camada interna e camada externa da carcaça térmica interna. Em algumas modalidades, os métodos compreendem adicionalmente: dispor uma vareta de combustível nuclear que não contém veneno combustivo em pelo menos um canal de vareta de combustível adicional; submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutrons epitérmicos ou fluxo de nêutron térmico predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões de gama, emissões de nêutron ou uma combinação das mesmas; e detectar a radiação secundária a partir da vareta de combustível nuclear com pelo menos um outro dentre a pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear. Em algumas modalidades, o alvo é um alvo sólido embutido com átomos de deutério, e em que gerar nêutrons com o gerador de nêutrons acionado eletricamente compreende atingir o alvo sólido com um feixe de íons de deutério acelerado para gerar nêutrons por meio de uma reação de fusão de deutério-deutério. Em algumas modalidades, os métodos compreendem adicionalmente reabastecer os átomos de deutério embutido no alvo sólido irradiando-se o alvo sólido com o feixe de íons de deutério acelerado. Em algumas modalidades, o alvo sólido é compreendido de pelo menos um dentre titânio, cobre, zircônio, urânio, paládio ou alumínio. Em algumas modalidades, o moderador inclui uma câmara que circunda o alvo, um moderador de nêutron que circunda a câmara e um moderador de nêutron adicional que circunda o moderador de nêutron, e em que moderar os nêutrons com o moderador compreende usar o moderador de nêutron para termalizar os nêutrons gerados com o gerador de nêutrons acionado eletricamente, e absorver nêutrons termalizados com o moderador de nêutron adicional. Em algumas modalidades, o moderador de nêutron que circunda a câmara é compreendido de grafite, D2O ou polietileno, e o moderador de nêutron adicional é compreendido de polietileno. Em algumas modalidades, a câmara contém um sólido, líquido ou gás dielétrico. Em algumas modalidades, a câmara é uma câmara fluorinert que contém líquido fluorinert.

[030] Recursos, vantagens e modalidades adicionais da presente revelação podem ser apresentadas a partir de consideração da descrição detalhada, desenhos e reivindicações a seguir. Além disso, deve ser compreendido que tanto o sumário supraexposto da presente revelação quanto a descrição detalhada a seguir são exemplificativos e destinados a fornecer explicação adicional sem limitar adicionalmente o escopo da presente revelação reivindicada.

BREVE DESCRIÇÃO DOS DESENHOS

[031] Os desenhos anexos, os quais são incluídos para fornecer compreensão adicional da invenção, são incorporados e constituem uma parte desse relatório descritivo, ilustrar modalidades da presente revelação e juntamente com a descrição detalhada servem para explicar os princípios da presente revelação. Nenhuma tentativa é feita para mostrar detalhes estruturais da presente revelação em mais detalhes do que pode ser necessário para uma compreensão fundamental da presente revelação e as várias formas em que a mesma pode ser praticada.

[032] A Figura 1 é uma vista em corte transversal vertical de um gerador de nêutrons e de um moderador de um sistema para gerar nêutrons por meio de uma reação de fusão deutério-deutério (DD) e realizar varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear que contém um veneno combustivo.

[033] A Figura 2 é uma vista em corte transversal vertical do gerador de nêutrons da Figura 1.

[034] A Figura 3 é uma vista em corte transversal vertical do moderador da Figura 1 que ilustra um primeiro canal de vareta de combustível, um segundo canal de vareta de combustível e um terceiro canal de vareta de combustível.

[035] A Figura 4 é uma vista em corte transversal horizontal do moderador da Figura 1 que corta através das localizações de canal de vareta de combustível da Figura 3.

[036] A Figura 5 é uma vista em corte transversal vertical do canal de vareta de combustível central da Figura 3 no qual uma vareta de combustível que contém um veneno combustivo foi inserida. O canal de vareta de combustível central pode ser um canal de vareta de combustível epitérmico.

[037] A Figura 6 é uma vista em corte transversal vertical de um dentre o segundo canal de vareta de combustível e o terceiro canal de vareta de combustível (isto é, os canais de vareta de combustível para qualquer lado do canal de vareta de combustível central) da Figura 3 no qual uma vareta de combustível que não contém um veneno combustivo foi inserida.

[038] A Figura 7 é um mapa de fluxo de nêutron térmico sobreposto à vista em corte transversal do moderador da Figura 3.

[039] A Figura 8 é um mapa de fluxo de nêutron térmico sobreposto à vista em corte transversal do moderador da Figura 4.

[040] A Figura 9 é uma comparação do corte transversal de absorção de Gd- 157, bem como os cortes transversais de fissão total de U-235 e U-238.

[041] A Figura 10 é um gráfico que mostra a saída de espectro de energia de nêutron a partir de MCNP na localização do canal de vareta de combustível central da Figura 3.

[042] A Figura 11 é um mapa de fluxo de nêutrons epitérmicos sobreposto à vista em corte transversal do moderador da Figura 3.

[043] A Figura 12 é um mapa de fluxo de nêutrons rápidos sobreposto à vista em corte transversal do moderador da Figura 3.

[044] A Figura 13 é uma vista suspensa de um sistema de varredura ativa que inclui o gerador de nêutrons e o moderador das Figuras. 2 e 3, respectivamente. Os computadores (não ilustrados) usados para controlar o sistema de varredura ativa são localizados remotamente em uma sala de controle de varredura (não ilustrada).

[045] A Figura 14 é uma vista suspensa do sistema de varredura ativa da Figura 13 que inclui um irradiador reserva e hardware de manipulação de vareta.

[046] A Figura 15 é uma vista em perspectiva do sistema de varredura ativa da Figura 13 que indica as áreas para entrada de vareta de combustível manual e saída de vareta de combustível automatizada.

[047] A Figura 16 é outra vista em perspectiva do sistema de varredura ativa da Figura 13, a qual foi ampliada para mostrar os detalhes da entrada de vareta de combustível manual da Figura 15.

[048] A Figura 17 é um ainda outra vista em perspectiva do sistema de varredura ativa da Figura 13, a qual foi ampliada para mostrar os detalhes da saída de vareta de combustível automática da Figura 15.

DESCRIÇÃO DETALHADA

[049] Antes de passar para as Figuras, que ilustram as modalidades exemplificativas em detalhes, deve ser compreendido que a presente revelação não é limitada aos detalhes ou metodologia apresentados na descrição ou ilustrados nas Figuras. Também deve ser compreendido que a terminologia tem o propósito apenas de descrição e não deve ser considerado como limitante. Um esforço foi feito para usar os mesmos números de iguais ou similares por todos os desenhos para se referenciar às mesmas partes ou similares.

[050] Como discutido acima, o método convencional de varredura de vareta de combustível ativa usa Califórnio-252 (Cf-252) como a fonte de nêutrons. Em referência às Figuras em geral, um sistema 100 descrito nas modalidades abaixo, substitui a fonte de nêutron de Cf-252 com um gerador de nêutrons acionado eletricamente 10, o qual será descrito em detalhes nas modalidades abaixo. O uso de um gerador de nêutrons acionado eletricamente em vez de um isótopo radioativo tem múltiplos benefícios, que inclui a eliminação da necessidade de substituir/reabastecer frequentemente o Cf-252 e a capacidade de desligar a fonte de nêutron quando não em uso, ao mesmo tempo em que mantém as velocidades de varredura rápida e alta exatidão associadas com dispositivos de varredura ativos à base de Cf-252.

[051] Em referência à Figura 1, um sistema 100 para gerar nêutrons por meio de uma reação de fusão deutério-deutério (DD) e realizar varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear contendo um veneno combustivo inclui um gerador de nêutrons 10 e um moderador 20. Para realizar varredura ativa, o gerador de nêutrons 10 é configurado para bombardear o combustível nuclear dentro de uma vareta de combustível com nêutrons induzindo, desse modo, uma radiação secundária de emissões de gama e/ou nêutrons imediatas e atrasadas e nêutrons epitérmicos ou rápidos imediatos e atrasados térmicos. Essa radiação secundária é, então, contada para determinar conteúdo de material físsil e um nível de enriquecimento ao longo de um comprimento da vareta de combustível (isto é, uma distribuição espacial do conteúdo de material físsil). Assim, variações em enriquecimento ao longo de um comprimento da vareta de combustível podem ser detectadas.

[052] A Figura 2 é uma vista em corte transversal de uma modalidade do gerador de nêutrons 10. Em uma modalidade, o gerador de nêutrons 10 inclui uma fonte de íons 11, um acelerador 12, um feixe de íons de deutério 13, bombas de vácuo 14 e um alvo sólido 15. O gerador de nêutrons 10 (descrito abaixo) é capaz de gerar até 2,5x1010 DD n/s com base em uma tensão operacional máxima de 200 kV e corrente de feixe operacional máxima de 45 mA. O ponto operacional nominal para o sistema é aproximadamente 155 kV e 40 mA, que resulta em um rendimento de nêutron total de 1x1010 DD n/s.

[053] A fonte de íons 11 cria um plasma de deutério denso. A fonte de íons 11 pode ser, por exemplo, uma fonte de íons de micro-ondas ou uma fonte de íons de ressonância ciclotrônica de elétrons (ECR). Em certas modalidades, a fonte de íons 11 não tem componentes descartáveis, gera densidade de corrente de feixe de íons muito alta (por exemplo, 200 mA/cm2), e tem um tempo de vida muito longo (por exemplo, múltiplos anos).

[054] Em um exemplo em que a fonte de íons 11 cria um plasma de deutério denso, gás deutério é injetado continuamente em uma câmara de plasma 11a da fonte de íons 11. Um campo magnético, por exemplo, um campo magnético de 875 G ± 20% é gerado na câmara de plasma 11a por meio de dois ímãs 11b. Os ímãs 11b podem ser, por exemplo, eletroímãs de solenoide ou ímãs permanentes. Microondas que têm uma frequência, por exemplo, de 2,45 GHz ± 20% gerada por um magnétron (não ilustrado) são transmitidas na câmara de plasma 11a por meio de um cabo coaxial e um guia de ondas 11c, que geram um plasma de deutério denso. O guia de ondas 11c pode ser qualquer guia de ondas conhecido, por exemplo, o guia de ondas descrito no documento WO/2015006065, cujos conteúdos são incorporados em sua totalidade ao presente documento a título de referência pelos seus ensinamentos relacionados à estrutura e uso de guias de ondas em geradores de nêutron.

[055] Íons de deutério são extraídos a partir da fonte de íons 11 na forma de um feixe de íons de deutério 13, e acelerados com um acelerador 12. Em particular, íons de deutério positivos são extraídos a partir da câmara de plasma 11a (potencial de terra) pelo potencial eletrostático que está presente entre uma abertura de emissão de câmara de plasma e um eletrodo de extração (por exemplo, em potencial de -40 kV). O feixe de íons de deutério extraído 13 é subsequentemente acelerado para tensão completa (por exemplo, 150 kV para 200 kV) por meio do potencial eletrostático presente no acelerador 12.

[056] Bombas de vácuo 14 são usadas para manter pressão baixa dentro do acelerador 12 durante operação, o que melhora a estabilidade e rendimento de nêutron. As bombas de vácuo 14 podem ser parte de um sistema de bombeamento diferencial configurado para manter uma primeira pressão diferencial entre uma atmosfera externa e a região da fonte de íons/acelerador, uma segunda pressão diferencial entre a atmosfera externa e o alvo, e uma terceira pressão diferencial entre a região de fonte de íons/acelerador e o alvo. Exemplos desse sistema de bombeamento diferencial são descritos nos documentos WO/2009142669 e WO/2011081940, cujos conteúdos são incorporados em sua totalidade ao presente documento a título de referência pelos seus ensinamentos relacionados à estrutura e uso de sistemas de bombeamento diferencial em geradores de nêutron.

[057] O feixe de íons de deutério 13 (que tem uma alta tensão e uma alta corrente) se move através de um vácuo e, por fim, impacta outros átomos de deutério embutidos em um alvo sólido 15. Embora um alvo sólido possa produzir menos nêutrons do que um alvo gasoso, o uso de um alvo sólido resulta em um sistema menor e menos dispendioso, quando comparado a um sistema que usa um alvo gasoso. O alvo sólido 15 pode ser, por exemplo, um alvo autoimpregnante formado de material (ou materiais) que retêm hidrogênio bem, de modo que o feixe de íons possa embutir íons de deutério ou trítio no alvo que servem como o “combustível” para produção de nêutron. Exemplos de tais materiais incluem titânio, cobre, zircônio, urânio, paládio e alumínio. Embora um alvo pré-carregado contendo deutério ou trítio possa ser usado, uma vez que o deutério ou trítio é consumido, o alvo tem que ser substituído. Portanto, é preferencial usar um alvo autoimpregnante que pode ser “recarregado” com deutério ou trítio pelo feixe de íons, a fim de estender o tempo de vida do alvo. Em modalidades preferenciais, o alvo sólido 15 pode ser um alvo de titânio, um alvo de cobre ou um alvo de titânio e cobre autoimpregnante.

[058] Os nêutrons gerados são nascidos com uma energia média com pico atingido bem ao redor de 2.5 MeV. O rendimento de nêutron é anisotrópico, com pico atingido na direção para frente. A natureza com pico atingido para frente da reação é benéfica, uma vez que a mesma aumenta o fluxo térmico nas varetas de combustível em relação a uma reação realmente isotrópica. Uma pequena fração dos íons incidentes inicia a reação de fusão nuclear deutério-deutério no alvo sólido 15. Quando os deuteronos de alta energia interagem, ocorrem reações de fusão nuclear que produzem nêutrons de alta energia. Esses nêutrons rápidos emitidos a partir do alvo sólido 15 interagem muitas vezes com o moderador circundante 20, reduzindo muito a energia média da população de nêutrons.

[059] O alvo 15 fica em alta tensão, o que exige que a camisa de resfriamento que circunda o alvo 15 seja de uma espessura apreciável e contenha um material isolante elétrico que também atua como um agente de resfriamento. Ademais, o material isolante precisa auxiliar na moderação de nêutrons, ao mesmo tempo em que não tem uma alta propensão para absorção de nêutron térmico. O material isolante selecionado é fluorinert (descrito abaixo), um material isolante eletricamente que é capaz de moderar nêutrons sem absorção de nêutron de energia baixa significativa. Calor a partir do alvo de produção de nêutrons 15 é removido por meio de um fluorinert líquido circulante que circunda o alvo 15 e acelerador 12, e é, por fim, removido do sistema por meio de um trocador de calor (não ilustrado).

[060] A Figura 3 ilustra uma vista em corte transversal de uma modalidade do moderador 20. O alvo sólido 15 é circundado por uma câmara 21, que atua como um isolante elétrico para o alvo sólido 15 que flutua em alta tensão, bem como um moderador de nêutron inicial. A câmara 21 pode conter um sólido, líquido ou gás dielétrico. Por exemplo, a câmara 21 pode ser uma câmara fluorinert que contém líquido fluorinert. Em outros exemplos, a câmara 21 pode conter óleo ou hexafluoreto de enxofre. Um moderador de nêutron 22 circunda a câmara 21. O moderador de nêutron 22 pode ser feito, por exemplo, de polietileno, polietileno estendido em água (WEP), polietileno de alta densidade (HDPE), grafite, D2O (água pesada), água, ou uma combinação dos mesmos. No exemplo da Figura 3, o moderador de nêutron 22 é uma câmara de grafite. Grafite é conhecido por ter um corte transversal de captura de nêutron extremamente baixo e é, portanto, ideal para alcançar energias muito baixas (por exemplo, < 0,025 eV) com alta eficiência. O moderador 20 também inclui um moderador de nêutron adicional 23. O moderador de nêutron adicional 23 pode ser, por exemplo, qualquer material que inclui uma forma de polietileno tal como polietileno de alta densidade (HDPE). No exemplo da Figura 3, o material circundante é uma cobertura de polietileno de alta densidade 5% boratado (HDPE), o qual auxilia na termalização e captura de nêutrons que escapam da região de moderação (isto é, a câmara 21 e o moderador de nêutron 22) a fim de manter a dose de nêutron fora do sistema em níveis seguros. Na Figura 3, a base do moderador de nêutron adicional 23 repousa sobre concreto, enquanto os outros lados do moderador de nêutron adicional 23 são expostos à atmosfera (isto é, ar).

[061] A Figura 3 também ilustra três canais de vareta de combustível: um primeiro canal de vareta de combustível 30, um segundo canal de vareta de combustível 40 e um terceiro canal de vareta de combustível 50. No exemplo da Figura 3, cada um dos canais de vareta de combustível 30, 40 e 50 é localizado dentro do moderador de nêutron 22. No entanto, o presente pedido não é limitado a esse respeito. Em outros exemplos, o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 podem ser localizados em localizações diferentes. Por exemplo, o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 podem todos estar localizados dentro da câmara 21; dois dentre o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 podem estar localizados dentro da câmara 21, enquanto o canal de vareta de combustível restante está localizado no moderador de nêutron 22; ou dois dentre o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 podem estar localizados dentro do moderador de nêutron 22, enquanto o canal de vareta de combustível restante está localizado na câmara 21.

[062] Em referência ao exemplo da Figura 3, o primeiro canal de vareta de combustível 30 está localizado substancialmente em uma mesma altura que a altura em que o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 são fornecidos. O presente pedido não é limitado a esse respeito. Em outros exemplos, o primeiro canal de vareta de combustível 30 pode estar localizado em uma altura maior do que a altura em que o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 são fornecidos, de modo que o primeiro canal de vareta de combustível 30 esteja mais próximo ao alvo sólido 15 do que o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50. O primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 podem todos ser fornecidos em alturas diferentes entre si. No exemplo da Figura 3, o primeiro canal de vareta de combustível 30 é equidistante ao segundo canal de vareta de combustível 40 e ao terceiro canal de vareta de combustível 50 (por exemplo, no centro do segundo canal de vareta de combustível 40 e do terceiro canal de vareta de combustível 50, embora em uma altura diferente). Em outros exemplos, o primeiro canal de vareta de combustível 30 pode ser mais próximo ao segundo canal de vareta de combustível 40 do que ao terceiro canal de vareta de combustível 50, ou o primeiro canal de vareta de combustível 30 pode ser mais próximo ao terceiro canal de vareta de combustível 50 do que ao segundo canal de vareta de combustível 40. No exemplo da Figura 3, o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 são fornecidos na mesma altura e são paralelos entre si. A Figura 4 ilustra o primeiro canal de vareta de combustível 30, segundo canal de vareta de combustível 40 e terceiro canal de vareta de combustível 50 paralelos em uma vista de cima para baixo de um corte transversal do moderador 20.

[063] Embora apenas três canais de vareta de combustível sejam ilustrados na Figura 3, em outras modalidades, é possível que um número diferente de canais de vareta de combustível (por exemplo, um, dois, quatro, cinco, etc.) sejam fornecidos. Em algumas modalidades, uma pluralidade de canais de vareta de combustível pode ser fornecida dentro da câmara 21. Em algumas modalidades, um único canal de vareta de combustível pode ser fornecido dentro do moderador de nêutron 22.

[064] O primeiro canal de vareta de combustível 30 é configurado para receber uma carcaça oca removível 31 projetada para testar ativamente varetas de combustível. A carcaça 31 pode ser, por exemplo, uma carcaça epitérmica projetada para testar ativamente varetas de combustível com nêutrons epitérmicos. Um fluxo de nêutrons predeterminado (isto é, epitérmico ou térmico) no primeiro canal de vareta de combustível 30 é de cerca de 1E4 n/cm2/s a 1E8 n/cm2/s, por exemplo, 1,38E6 n/cm2/s.

[065] Em referência à Figura 5, em uma modalidade, a carcaça 31 inclui uma camada externa 31a compreendida de um veneno combustivo (por exemplo, gadolínio, boro, etc.) ou outro absorvente de nêutron térmico e configurado para absorver nêutrons térmicos e uma camada interna 31b configurada para dispersar nêutrons rápidos em uma região de energia epitérmica ou térmica. A camada interna 31b pode ser compreendida, por exemplo, de berílio, polietileno, grafite ou água pesada. A camada interna 31b é concêntrica à camada externa 31a. Em outras modalidades, a camada interna 31b pode ser omitida. A carcaça 31 pode incluir adicionalmente uma capa de alumínio 33. A carcaça 31 é concêntrica à capa de alumínio 33. A carcaça 31 é configurada para receber uma vareta de combustível 32. A vareta de combustível 32 pode, ou não, conter um veneno combustivo tal como gadolínio ou boro. Para fins de discussão, os exemplos descritos abaixo darão ênfase a varetas de combustível de urânio que contêm gadolínio, mas uma pessoa de habilidade comum na técnica teria entendido que o sistema e métodos também podem ser usados para testar ativamente varetas de combustível nuclear que contêm urânio, plutônio, ou uma combinação dos mesmos que não contenha um veneno combustivo; varetas de combustível nuclear que contêm plutônio ou uma combinação de urânio e plutônio que também contêm gadolínio; ou varetas de combustível nuclear que contêm urânio, plutônio, ou uma combinação dos mesmos que também contêm um veneno combustivo diferente tal como boro. No exemplo da Figura 5, a vareta de combustível 32 é uma vareta de combustível de urânio que contém gadolínio (isto é, uma vareta de combustível de GdUO2). A vareta de combustível 32 pode incluir um acabamento externo 32a, por exemplo, um acabamento de zircônio. O acabamento externo 32a é configurado para reter as pelotas de combustível. Uma pequena lacuna existe entre o acabamento externo 32a e a camada interna 31b. O acabamento externo 32a é, tipicamente, preenchido com hélio.

[066] Nesse exemplo, cada um dentre o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 é configurado para receber uma carcaça térmica oca 60 projetada para testar ativamente varetas de combustível padrões (isto é, varetas de combustível que não contém um veneno combustivo) com nêutrons epitérmicos ou térmicos. Em referência à Figura 6, em uma modalidade, a carcaça térmica 60 inclui uma camada externa 61 compreendida, por exemplo, de alumínio e uma camada interna 62 compreendida, por exemplo, de HDPE. A camada interna 62 (por exemplo, uma cobertura de HDPE) é concêntrica à camada externa 61 (por exemplo, uma capa de alumínio). A carcaça térmica 60 é configurada para receber uma vareta de combustível padrão 63, por exemplo, uma vareta de combustível de U-235 ou U-238 (isto é, uma vareta de combustível de UO2). A vareta de combustível 63 pode incluir um acabamento externo 63a, por exemplo, um acabamento de zircônio. O acabamento externo 63a é configurado para reter as pelotas de combustível. Uma pequena lacuna existe entre o acabamento externo 63a e a camada interna 62. O acabamento externo 63a é, tipicamente, preenchido com hélio. A vareta de combustível 63 não contém um veneno combustivo.

[067] Um fluxo de nêutrons predeterminado (isto é, epitérmico ou térmico) no segundo e terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 é cerca de 1E4 n/cm2/s a 1E8 n/cm2/s, por exemplo, 1,38E6 n/cm2/s, em uma configuração em que tanto o segundo quanto o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 contêm uma vareta de combustível 63. O sistema também foi testado em uma configuração em que um dentre o segundo e o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 está vazio, e o outro do segundo e o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 contém uma vareta de combustível 63. O fluxo térmico entregue para a vareta de combustível 63 foi o mesmo que no caso com varetas de combustível 63 tanto no segundo quanto no terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 para uma incerteza de 0,1%. Portanto, o segundo e o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 são desacoplados, e a presença ou ausência de combustível em dentro do segundo e do terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 não impacta o outro de um ponto de vista neutrônico.

[068] A Figura As Figuras 7 e 8 ilustram o fluxo de nêutron térmico (E < 0,025 eV) nos mesmos planos conforme mostrado nas Figuras 3 e 4, respectivamente. 3 e 4, respectivamente. Como visto nas Figuras Conforme visto nas Figuras 7 e 8, o moderador de nêutron 22 (isto é, a câmara de grafite) é capaz de produzir um ambiente altamente uniforme de nêutrons térmicos para o segundo e o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Isso permite que as varetas de combustível 63 para dependam uma quantidade de tempo mais longa em regiões de pico população de nêutron térmico (aproximadamente 30 cm), produzindo, desse modo, ativação superior no combustível e reduzindo tempos de detecção. Simulações de MCNP mostram que uma configuração de acordo com as modalidades do presente pedido produz uma região altamente uniforme de nêutrons térmicos com fluxo de nêutron térmico grande de cerca de 1E4 n/cm2/s a 1E8 n/cm2/s, por exemplo, 1,38E6 n/cm2/s, o que permite ativação aprimorada de varetas de combustível de nêutron.

[069] A Figura 9 ilustra uma comparação dos cortes transversais de absorção de Gd-157, U-235 e U-238 sobre uma faixa de energia de nêutron. Como visto na Figura 9, para energias epitérmicas (isto é, energias acima de térmicas e abaixo de rápidas), o corte transversal de fissão para U-235 e o corte transversal de absorção em Gd-157 são aproximadamente os mesmos. Portanto, o primeiro canal de vareta de combustível 30 para realizar varredura da vareta de combustível 32 que contém gadolínio é otimizado para nêutrons acima da faixa de energia térmica. Isso é obtido, por exemplo, fornecendo-se a camada interna 31b compreendida de berílio e a camada externa 31a compreendida de gadolínio ao redor da vareta de combustível 32 criando, desse modo, uma barreira eficiente contra nêutrons térmicos. O mapa de fluxo de nêutron térmico da Figura 7 mostra que a população de nêutron térmico é grandemente diminuída dentro do primeiro canal de vareta de combustível 30. Devido ao primeiro canal de vareta de combustível 30 ser mais próximo à fonte de nêutron rápido, a população de nêutrons total é superior ao segundo e ao terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Assim, a despeito do fato de que o corte transversal de fissão para nêutrons epitérmicos é significativamente inferior ao para nêutrons térmicos, há uma população de nêutrons muito maior para induzir aquelas reações de fissão. Os resultados de MCNP indicam que a atividade das varetas de combustível 32 (que contém gadolínio) que saem do primeiro canal de vareta de combustível 30 é aproximadamente metade da atividade das varetas de combustível padrões 63 que saem do segundo e do terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Assim, em pelo menos uma modalidade do presente pedido, o dobro de detectores de gama pode ser fornecido no primeiro canal de vareta de combustível 30 do que no segundo e no terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Além disso, uma velocidade de varredura do primeiro canal de vareta de combustível 30 pode ser mais lenta do que a velocidade de varredura do segundo e do terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Por exemplo, a velocidade de varredura do primeiro canal de vareta de combustível 30 pode ser cerca de metade da velocidade de varredura do segundo e do terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. A velocidade de varredura para cada um dentre o primeiro canal de vareta de combustível 30, o segundo canal de vareta de combustível 40 e o terceiro canal de vareta de combustível 50 pode variar de 5 a 30 cm/s.

[070] Quando se usa nêutrons epitérmicos para induzir fissão, deve ser considerado o fato de que o corte transversal de fissão de U238 para nêutrons epitérmicos é significativamente superior àquele para nêutrons térmicos. Assim, fissões de U238 podem fornecer uma fonte significativa de raios gama de base caso a meta seja medir o conteúdo de U235, que são a maior parte dos casos. Esse fato fornece um limite superior para a faixa de energia ideal para nêutrons no primeiro canal de vareta de combustível 30, a qual é aproximadamente 1 MeV. Portanto, nêutrons tanto térmicos quanto rápidos têm que ser eliminados tanto quanto possível, criando uma população epitérmica eficiente na vareta de combustível 32. Para alcançar isto, a geometria dos canais de vareta de combustível 30, 40 e 50 e os materiais selecionados são importantes. No exemplo da Figura 3, a geometria do moderador 20 e dos materiais descritos com referência às Figuras 5 e 6 são configuradas para maximizar a população de nêutrons epitérmicos (centralizados ao redor de ~1 eV) nos canais de vareta de combustível 30, 40 e 50.

[071] O primeiro canal de vareta de combustível 30 para realizar varredura da vareta de combustível 32 que contém gadolínio tem que estar localizado distante o suficiente da fonte de nêutron para reduzir a população de fluxo de nêutron rápidos, que é um resultado de eventos de transporte direto ou dispersão única. É preferencial que o primeiro canal de vareta de combustível 30 seja fornecido em uma região muito próxima ao fluxo epitérmico máximo, ao mesmo tempo em que também seja fora da região de fluxo rápido máximo. Isso permite que o número relativo de fissões induzido em U-235 seja significativamente maior do que aquelas em U-238, aumentando de modo eficaz a eficiência dos nêutrons e reduzindo-se o sinal de base de ativação de U-238. A Figura 10 mostra uma saída de espectro de energia de nêutron representativa de MCNP na localização do primeiro canal de vareta de combustível 30 ilustrado na Figura 3. Como visto na Figura 10, a extremidade de energia alta é muito baixa comparada à população de nêutrons por toda a região epitérmica.

[072] A Tabela 1 representa o número de ativações de U-235 e U-238 no segundo e no terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 (isto é, os canais térmicos), enquanto a Tabela 2 representa o número de ativações de U-235 e U-238 no primeiro canal de vareta de combustível 30 (isto é, o canal epitérmico) para uma vareta de combustível que contém 5% de gadolínio natural atômico. TABELA 1: DENSIDADE DE ATIVAÇÃO DE U-235 E U-238 EM LINHAS TÉRMICAS

TABELA 2: DENSIDADE DE ATIVAÇÃO DE U-235 E U-238 EM LINHA EPITÉRMICA

[073] Como visto na Tabela 1 (isto é, canais térmicos 40, 50), em todo enriquecimento quase todo evento de fissão que ocorre é em U-235. Como visto na Tabela 2 (isto é, canal epitérmico 30), a fração de fissões que ocorrem em U-235 é uma ordem de magnitude superior ao U-238, e esse nível de base pode ser subtraindo-se a resposta de U-238 conhecida, que variará na ordem de frações de um percentual com base no enriquecimento de U-235 da vareta de combustível.

[074] A Figura As Figuras 11 e 12 ilustram o fluxo de nêutrons epitérmicos e o fluxo de nêutrons rápidos, respectivamente, para uma modalidade alternativa do moderador 20 na qual os canais de vareta de combustível 30, 40 e 50 são localizados na mesma altura e paralelos entre si. Nessa modalidade, o primeiro canal de vareta de combustível é fornecido entre o segundo e o terceiro canais de vareta de combustível 40, 50 em uma posição equidistante ao segundo e ao terceiro canais de vareta de combustível 40, 50. Como visto na Figura 12, o fluxo de nêutrons rápidos no primeiro canal de vareta de combustível 30 é grandemente reduzido; no entanto, isso vem à custa de ter um fluxo de nêutrons epitérmicos inferior (consultar a Figura 11). Em outras modalidades, pelo menos um dos canais de vareta de combustível 30, 40 e 50 é um canal epitérmico, e pelo menos um dos canais de vareta de combustível 30, 40 e 50 é um canal térmico. O canal (ou canais) epitérmico pode estar localizado em uma altura igual, acima ou abaixo do canal (ou canais) térmico.

[075] O corte transversal para captura de nêutron pelo veneno combustivo (por exemplo, gadolínio) na vareta de combustível 32 diminui drasticamente conforme a energia de nêutron aumenta. Assim, aumentando-se a energia média da população de nêutrons nos canais de vareta de combustível no irradiador, a porcentagem de nêutrons que são absorvidos pelo veneno na vareta pode ser reduzida substancialmente. Além disso, a redução no corte transversal de fissão de urânio não diminui tão rapidamente quanto o corte transversal de absorção para captura de nêutron pelos venenos conforme a energia de nêutron média aumenta. Assim, otimizando-se para fluxo de nêutrons epitérmicos nas localizações de canal de vareta de combustível, a porcentagem de nêutrons que são usados para induzir fissão e produzir um sinal mensurável nos detectores de gama pode ser aumentada significativamente. Essa técnica torna possível utilizar interrogação de nêutron ativa para medir conteúdo de material físsil e distribuição espacial não apenas em varetas de combustível regulares, mas também em varetas de combustível que contêm venenos combustivos, separada ou simultaneamente.

[076] O sistema 100 descrito acima de pode ser incorporado em um sistema de varredura ativa 1000, como ilustrado na Figura 13. O sistema de varredura ativa 1000 é configurado para executar varredura em varetas de combustível padrões (por exemplo, UO2 varetas de combustível 63) e varetas de combustível que contém veneno combustivo (por exemplo, varetas de combustível de GdUO2 32) com um único dispositivo de varredura. Em um exemplo, ilustrado na Figura 15, o sistema de varredura ativa 1000 é configurado para entrada manual das varetas de combustível e saída automatizada das varetas de combustível que foram submetidas à varredura. Com referência às Figuras Em referência às Figuras 16 e 17, o sistema de varredura ativa 1000 pode incluir detectores de base, um densitômetro, um irradiador, detectores de ativação, um sistema de medição de gadolínia, hardware de movimento de vareta, e todos os computadores necessários, componentes eletrônicos e software exigidos para operar o sistema. O posicionamento do detector (consultar a Figura 17) é de modo que gamas imediatos produzidos pela fissão momentânea não afetem a medição de ativação e apenas o espectro de gama atrasado seja contado. Assim, o espectro de fissão de urânio de gamas atrasados é medido e permite a determinação do enriquecimento percentual, gramas totais de urânio, e quaisquer desvios de pelota única presentes na coluna de combustível. Em algumas modalidades, um detector de gama de base é usado para medir emissão de gama da vareta antes da irradiação. Essa base pode ser subtraída do sinal de gama atrasado para melhorar a exatidão e para considerar a idade do combustível. Adicionalmente, o dispositivo de varredura proposto mede nêutrons atrasados para refinar adicionalmente os dados de enriquecimento.

[077] A Figura 14 ilustra o sistema de varredura ativa 1000 da Figura 13 com a h adição dos recursos opcionais a seguir: um irradiador reserva 1001 para redundância e manutenção rápida e um equipamento de manipulação de vareta completamente automatizado 1002 para carregamento/descarregamento automático de vareta e retorno automático de varetas que exigem uma execução de varredura repetida. O irradiador reserva pode ser incluído para endereçar o risco associado a ter um único gerador de nêutrons, que poderia ser um ponto único de falha. Além de eliminar esse risco, o irradiador reserva também aumentará a disponibilidade global do dispositivo de varredura reduzindo-se a inatividade associada à manutenção ou reparo do gerador de nêutrons. O equipamento de manipulação de vareta adicional reduzirá envolvimento do operador automatizando-se o carregamento e descarregamento de bandeja, o que permite que os operadores entreguem bandejas de varetas a serem submetidas à varredura para a zona de carga/descarga e recupere bandejas de varetas submetidas à varredura da mesma zona. O equipamento de manipulação de vareta adicional também permitirá que o sistema automatize a quarentena e subsequente realização de varredura repetida de varetas potencialmente defeituosas.

[078] Nas modalidades do sistema de varredura ativa descritas acima, o posicionamento do detector é de modo que gamas imediatos produzidos pela fissão momentânea não afetem a medição de ativação e apenas o espectro gama atrasado seja contado.

[079] Embora nas modalidades descritas acima, as varetas de combustível nuclear tenham sido descritas como varetas de combustível de urânio, o presente pedido não é limitado a esse respeito. Em outras modalidades, as varetas de combustível nuclear podem ser varetas de combustível de plutônio ou varetas de combustível que contêm urânio e plutônio. Além disso, embora nas modalidades descritas acima, o veneno combustivo seja gadolínio, o presente pedido não é limitado a esse respeito. Em outras modalidades, qualquer veneno combustivo conhecido tal como boro pode ser utilizado.

[080] Como utilizado no presente documento, os termos “aproximadamente”, “cerca de”, “substancialmente”, e termos similares são destinados a ter um significado amplo em harmonia com o uso comum e aceito pelas pessoas de habilidade comum na técnica à qual pertence a matéria dessa revelação. Deve ser entendido pelas pessoas versadas na técnica que revisem essa revelação que esses termos são destinados a permitir uma descrição de certos recursos descritos e reivindicados sem restringir o escopo desses recursos às faixas numéricas precisas fornecidas. Consequentemente, esses termos devem ser interpretados como indicando que modificações ou alterações insubstanciais ou inconsequentes da matéria descrita e reivindicada são consideradas como estando dentro do escopo da invenção conforme enumerada nas reivindicações anexas.

[081] Deve ser observado que o termo “exemplificativo” como usado no presente documento para descrever várias modalidades é destinado a indicar que tais modalidades são exemplos, representações, e/ou ilustrações possíveis de modalidades possíveis (e tal termo não é destinado a conotar que tais modalidades são necessariamente exemplos extraordinários ou superlativos).

[082] Os termos “acoplado”, “conectado”, e similares como usados no presente documento significam a união de dois membros direta ou indiretamente entre si. Tal união pode ser estacionária (por exemplo, permanente) ou móvel (por exemplo, removível ou liberável). Tal união pode ser alcançada com os dois membros ou os dois membros e quaisquer membros intermediários adicionais que são integralmente formados como um único corpo unitário entre si ou com os dois membros ou os dois membros e quaisquer membros intermediários adicionais que são fixados entre si.

[083] Referências no presente documento às posições de elementos (por exemplo, “topo”, “fundo”, “acima”, “abaixo”, etc.) são usadas meramente para descrever a orientação de vários elementos nas FIGURAS. Deve ser observado que a orientação de vários elementos pode diferir de acordo com outras modalidades exemplificativas, e que tais variações são destinadas a serem abrangidas pela presente revelação.

[084] É importante observar que a construção e disposição do sistema para realizar varredura ativa de uma vareta de combustível nuclear mostradas e/ou descritas nas várias modalidades exemplificativas é apenas ilustrativa. Embora apenas umas poucas modalidades tenham sido descritas em detalhes nessa revelação, as pessoas versadas na técnica que revisarem essa revelação reconhecerão prontamente que muitas modificações são possíveis (por exemplo, variações em tamanhos, dimensões, estruturas, formatos e proporções dos vários elementos, valores de parâmetros, disposições de montagem, uso de materiais, cores, orientações, etc.) sem que se afaste materialmente dos ensinamentos inovadores e vantagens da matéria descrita no presente documento. Por exemplo, os elementos mostrados como formados integralmente podem ser construídos de múltiplas partes ou elementos, a posição de elementos pode ser invertida ou variada de outra forma, e a natureza ou número de elementos ou posições distintas pode ser alterada ou variada. A ordem ou sequência de quaisquer etapas de processo ou método pode ser variada ou ressequenciada de acordo com modalidades alternativas. Outras substituições, modificações, mudanças e omissões também podem ser feitas no projeto, condições de operação e disposição das várias modalidades exemplificativas sem que se afaste do escopo da presente invenção.

Claims (32)

1. Sistema (100) para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear, sendo que o sistema (100) é caracterizado por compreender: um gerador de nêutron (10) eletricamente acionado que inclui uma fonte de íons (11), um acelerador (12) e um alvo (15); um moderador (20) que circunda o gerador de nêutron (10) e configurado para moderar nêutrons gerados pelo gerador de nêutron (10); um primeiro canal de vareta de combustível (30) disposto no moderador (20), sendo que o primeiro canal de vareta de combustível (30) é configurado para receber uma primeira vareta de combustível nuclear e submeter a primeira vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron predeterminado; em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) inclui carcaça epitérmica interna (31) tendo uma camada interna (31b) e uma camada externa (31a), a camada interna (31b) sendo configurada para espalhar nêutrons rápidos em uma região epitérmica, a camada externa (31a) sendo composta por um veneno combustivo e configurada para absorver nêutrons térmicos; e uma pluralidade de detectores de radiação, em que os nêutrons induzem uma radiação secundária de emissões gama imediatas e atrasadas, emissão de nêutron ou uma combinação das mesmas que são detectadas pela pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil na primeira vareta de combustível nuclear e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da primeira vareta de combustível nuclear.

2. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por o primeiro canal de vareta de combustível (30) ser configurado para receber uma primeira vareta de combustível nuclear que contém um veneno combustivo.

3. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por a camada interna (31b) ser compreendida de berílio.

4. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 2, caracterizado por o primeiro canal de vareta de combustível (30) ser configurado para receber a primeira vareta de combustível nuclear que contém gadolínio ou boro.

5. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 4, caracterizado por o fluxo de nêutron predeterminado ser um fluxo de nêutron epitérmico, e os nêutrons epitérmicos incluem a radiação secundária detectada pela pluralidade de detectores de radiação.

6. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 5, caracterizado por a fonte de íons (11) ser uma fonte de íons de micro-onda ou uma fonte de íons de ressonância ciclotrônica de elétrons (ECR).

7. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 6, caracterizado por o alvo (15) ser um alvo sólido compreendido de pelo menos um dentre titânio, cobre, zircônio, urânio, paládio ou alumínio.

8. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 7, caracterizado por o moderador (20) incluir uma câmara (21) que circunda o alvo (15), um moderador de nêutron (22) que circunda a câmara (21) e um moderador de nêutron adicional (23) que circunda o moderador de nêutron (22).

9. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 8, caracterizado por a câmara (21) conter um sólido, líquido ou gás dielétrico.

10. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 9, caracterizado por a câmara (21) conter um líquido fluorinert.

11. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 8 a 10, caracterizado por o moderador de nêutron (22) que circunda a câmara (21) ser compreendido de grafite, D2O ou polietileno.

12. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 8 a 11, caracterizado por o moderador de nêutron adicional (23) ser compreendido de polietileno.

13. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 8 a 12, caracterizado por o moderador de nêutron adicional (23) é compreendido de 5% de polietileno boratado.

14. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 13, caracterizado por compreender adicionalmente um segundo canal de vareta de combustível (40) configurado para receber uma segunda vareta de combustível nuclear e submeter a segunda vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron térmico predeterminado, em que o segundo canal de vareta de combustível (40) é disposto no moderador (20), e em que os nêutrons térmicos induzem uma radiação secundária de emissões gama, emissão de nêutron ou uma combinação das mesmas na segunda vareta de combustível nuclear que são detectadas por pelo menos um dentre a pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da segunda vareta de combustível nuclear.

15. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 14, caracterizado por o segundo canal de vareta de combustível (40) incluir uma carcaça térmica interna (60) que tem uma camada externa (61) compreendida de alumínio, e uma camada interna (62) compreendida de polietileno.

16. Sistema (100), de acordo com qualquer uma das reivindicações 1 a 15, caracterizado por compreender adicionalmente pelo menos um canal de vareta de combustível adicional (50) configurado para receber uma vareta de combustível nuclear e submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron epitérmico ou um fluxo de nêutron térmico, em que os nêutrons do fluxo de nêutron epitérmico ou do fluxo de nêutron térmico induzem uma radiação secundária de emissões gama, emissão de nêutron ou uma combinação das mesmas na vareta de combustível nuclear que são detectadas por pelo menos uma pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear.

17. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 14, caracterizado por o alvo (15) ser um alvo sólido compreendido de titânio; em que o moderador de nêutron (22) é compreendido de grafite; em que o moderador de nêutron adicional (23) é compreendido de polietileno boratado; em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) inclui uma carcaça epitérmica interna (31) que tem uma camada externa (31a) compreendida de gadolínio e configurado para absorver nêutrons térmicos, e uma camada interna (31b) compreendida de berílio e configurada para espalhar nêutrons rápidos para uma região de energia epitérmica; em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que contém gadolínio; em que o segundo canal de vareta de combustível (40) inclui uma carcaça térmica interna (60) que tem uma camada externa (61) compreendida de alumínio, e uma camada interna (62) compreendida de polietileno; e em que o segundo canal de vareta de combustível (40) é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que não contém um veneno combustivo.

18. Sistema (100), de acordo com a reivindicação 14, caracterizado por o alvo (15) ser um alvo sólido compreendido de titânio; em que o moderador de nêutron (22) é compreendido de grafite; em que o moderador de nêutron adicional (23) é compreendido de polietileno boratado; em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) inclui uma carcaça epitérmica interna (31) que tem uma camada externa (31a) compreendida de boro e configurado para absorver nêutrons térmicos, e uma camada interna (31b) compreendida de berílio e configurada para espalhar nêutrons rápidos para uma região de energia epitérmica; em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que contém boro; em que o segundo canal de vareta de combustível (40) inclui uma carcaça térmica interna (60) que tem uma camada externa (61) compreendida de alumínio, e uma camada interna (62) compreendida de polietileno; e em que o segundo canal de vareta de combustível (40) é configurado para receber uma vareta de combustível nuclear que não contém um veneno combustivo.

19. Método para realizar varredura ativa em uma vareta de combustível nuclear, sendo que o método é caracterizado por compreender: gerar nêutrons com um gerador de nêutron (10) eletricamente acionado incluindo uma fonte de íons (11), um acelerador (12) e um alvo (15); moderar os nêutrons com um moderador (20) que circunda o gerador de nêutron (10); dispor uma primeira vareta de combustível nuclear em um primeiro canal de vareta de combustível (30) disposto dentro do moderador (20), em que o primeiro canal de vareta de combustível (30) inclui carcaça epitérmica interna (31) tendo uma camada interna (31b) e uma camada externa (31a), a camada interna (31b) sendo configurada para espalhar nêutrons rápidos em uma região epitérmica, a camada externa (31a) sendo composta por um veneno combustivo e configurada para absorver nêutrons térmicos; submeter a primeira vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões gama imediatas e atrasadas, emissões de nêutron ou uma combinação das mesmas; e detectar a radiação secundária com uma pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da primeira vareta de combustível nuclear.

20. Método, de acordo com a reivindicação 19, caracterizado por a primeira vareta de combustível nuclear conter um veneno combustivo.

21. Método, de acordo com a reivindicação 19 ou 20, caracterizado por a primeira vareta de combustível nuclear conter gadolínio ou boro.

22. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 19 a 21, caracterizado por o fluxo de nêutron predeterminado ser um fluxo de nêutron epitérmico, e nêutrons epitérmicos induzirem a radiação secundária detectada pela pluralidade de detectores de radiação.

23. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 19 a 22, caracterizado por compreender adicionalmente: dispor uma segunda vareta de combustível nuclear que não contém veneno combustivo em um segundo canal de vareta de combustível (40); submeter a segunda vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron térmico predeterminado para induzir uma radiação secundária de emissões gama, emissões de nêutron ou uma combinação das mesmas; e detectar a radiação secundária da segunda vareta de combustível nuclear com pelo menos um dentre a pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da segunda vareta de combustível nuclear.

24. Método, de acordo com a reivindicação 23, em que o segundo canal de vareta de combustível (40) inclui uma carcaça térmica interna (60) que tem uma camada externa (61) compreendida de alumínio, e uma camada interna (62) compreendida de polietileno, e sendo que o método é caracterizado por compreender adicionalmente reduzir uma população de nêutrons epitérmicos com a camada interna (62) e camada externa (61) da carcaça térmica interna (60).

25. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 19 a 24, caracterizado por compreender adicionalmente: dispor uma vareta de combustível nuclear que não contém veneno combustivo em pelo menos um canal de vareta de combustível adicional (50); submeter a vareta de combustível nuclear a um fluxo de nêutron térmico predeterminado ou fluxo de nêutron térmico para induzir uma radiação secundária de emissões gama, emissões de nêutron ou uma combinação das mesmas; e detectar a radiação secundária da vareta de combustível nuclear com pelo menos um outro dentre a pluralidade de detectores de radiação para determinar uma quantidade de material físsil e uma distribuição espacial do material físsil ao longo de um comprimento da vareta de combustível nuclear.

26. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 19 a 25, caracterizado por o alvo (15) ser um alvo sólido embutido com átomos de deutério, e em que gerar nêutrons com o gerador de nêutron (10) eletricamente acionado compreende atingir o alvo sólido com um feixe de íon de deutério acelerado (13) para gerar nêutrons por meio de uma reação de fusão entre deutério e deutério.

27. Método, de acordo com a reivindicação 26, caracterizado por compreender adicionalmente reabastecer os átomos de deutério embutidos no alvo sólido irradiando-se o alvo sólido com o feixe de íon de deutério acelerado (13).

28. Método, de acordo com a reivindicação 27, caracterizado por o alvo sólido ser compreendido de pelo menos um dentre titânio, cobre, zircônio, urânio, paládio ou alumínio.

29. Método, de acordo com qualquer uma das reivindicações 19 a 28, caracterizado por o moderador (20) incluir uma câmara (21) que circunda o alvo (15), um moderador de nêutron (22) que circunda a câmara (21), e um moderador de nêutron adicional (23) que circunda o moderador de nêutron (22), e em que moderar os nêutrons com o moderador (20) compreende usar o moderador de nêutron (22) para termalizar os nêutrons gerados com o gerador de nêutron (10) eletricamente acionado, e absorver os nêutrons termalizados com o moderador de nêutron adicional (23).

30. Método, de acordo com a reivindicação 29, caracterizado por o moderador de nêutron (22) que circunda a câmara (21) ser compreendido de grafite, D2O ou polietileno, e em que o moderador de nêutron adicional (23) é compreendido de polietileno.

31. Método, de acordo com a reivindicação 29 ou 30, caracterizado por a câmara (21) conter um sólido, líquido ou gás dielétrico.

32. Método, de acordo com a reivindicação 31, caracterizado por a câmara (21) ser uma câmara fluorinert que contém líquido fluorinert.

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