CN109690300A - 用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法 - Google Patents

用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109690300A
CN109690300A CN201780048327.8A CN201780048327A CN109690300A CN 109690300 A CN109690300 A CN 109690300A CN 201780048327 A CN201780048327 A CN 201780048327A CN 109690300 A CN109690300 A CN 109690300A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel rod
neutron
nuclear fuel
channel
shell
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201780048327.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109690300B (zh
Inventor
E.R.森布希
A.V.科伯尼克
E.R.摩尔
C.M.赛弗特
R.F.拉德尔
M.托马斯
J.赫克拉
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Phoenix Co Ltd
Original Assignee
Phoenix Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Phoenix Co Ltd filed Critical Phoenix Co Ltd
Publication of CN109690300A publication Critical patent/CN109690300A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109690300B publication Critical patent/CN109690300B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21B—FUSION REACTORS
    • G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/02—Neutron sources
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

提供了一种对核燃料棒进行有源扫描的系统和方法。所述系统包括电驱动的中子发生器、慢化器、燃料棒通道和多个辐射检测器，其中所述中子发生器包括离子源、加速器和靶，所述慢化器围绕中子发生器并配置为慢化中子发生器产生的中子，所述燃料棒通道设置在慢化器内，所述燃料棒通道配置为接收核燃料棒并使核燃料棒经受预定的中子通量。当核燃料棒经受预定的中子通量时，中子将诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测以确定核燃料棒中裂变材料的量和裂变材料沿核燃料棒的长度的空间分布。

Description

用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法
相关申请的交叉引用
本申请要求2016年6月9日提交的美国临时专利申请序列号62/347,969的优先权，该临时专利申请通过引用整体并入本文。
领域
本申请总的涉及进行核燃料棒的有源扫描以识别沿燃料棒的长度的富集度变化的领域。更具体地，本申请涉及用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法。
技术信息
本部分旨在提供权利要求中所述本发明的背景或上下文。这里的描述可包括可被采取的概念，但不一定是先前已构思或采取的概念。因此，除非本文另有指出，否则本部分中描述的内容不是本申请中说明书和权利要求的现有技术，并且不因包括在本部分中而被承认是现有技术。
在美国，大约20%的电力产生自核反应堆。这些核反应堆中使用的燃料以二氧化铀(UO2)的小圆柱形芯块的形式出现，其长大约1cm(0.39英寸)，直径为1cm(0.39英寸)。这些芯块中的有用燃料为铀，具体而言，U-235和U-238。UO2芯块堆叠在金属护套内形成长度为约152.4cm(60英寸)至406.4cm(160英寸)的燃料棒。然后将多个燃料棒布置成每束大约15×15个燃料棒的矩形束。典型的核反应堆将使用150至200束，相当于约40,000个燃料棒或约1500万个燃料芯块。
核反应堆大约每两年补给一次燃料。在每次补给燃料期间，大约三分之一的燃料棒被更换。因此，燃料棒的平均寿命约为六年。为延长核燃料的寿命，人们已付出巨大的努力。已经证明非常有效的一种方法是向燃料芯块中引入“可燃毒物”。可燃毒物的典型实例为钆和硼。这些材料被称为毒物是因为它们在吸收热中子方面非常有效。热中子通常被定义为能量小于约0.5eV的中子。
核反应堆从核裂变中获得能量，即分裂原子(例如，铀原子)并利用释放的能量来加热水。中子与核燃料中的铀的相互作用是诱发裂变反应的原因，并且每个裂变反应发射出若干中子，这些中子产生更多的裂变反应，因此核反应堆的关键(“链式反应”)操作性质。在核反应堆中于特定位置处以特定的量引入可燃毒物可减缓链式反应并使其更容易控制。这样做的一个有益效果是增长燃料的寿命。
为了规范核反应堆的运行，必须严格控制核燃料的质量。也就是说，必须以非常高的准确度和精度知道U-235和U-238的数量和空间分布。因此，在离开核燃料制造设施之前，对燃料棒进行最终检查以测量燃料棒中铀同位素的含量和分布。历史上，这种测量是通过使燃料棒通过辐射器来完成的，在那里它被热中子轰击。热中子引起燃料棒中铀的裂变(但其速率远低于燃料棒在核反应堆中运行时的速率)。在裂变事件之后，将在随后的几秒钟和几分钟内发射许多γ射线。因此，在辐照之后，使核燃料棒通过γ检测器组件，在那里捕获并计数发射的γ射线。燃料棒的每个部分发射的γ射线的数量提供了关于燃料棒中U-235和U-238的相对浓度和空间分布的信息。然后将该信息与燃料棒设计进行比较，作为燃料离开制造设施之前的最终质量控制步骤。
通常，可使用无源扫描系统或有源扫描系统扫描核燃料棒沿棒的长度的富集度变化(即，富集度均匀性)。无源扫描系统检测核燃料的自然辐射，而有源扫描系统在核燃料中诱发高于自然辐射量的额外辐射并检测该额外辐射性。历史上，有源扫描系统的辐照器中的中子源为自然发射中子的放射性同位素，特别是锎-252(Cf-252)。Cf-252发射的中子具有峰值约1MeV的能谱。然后需要将中子慢化或“热化”至在燃料棒中诱发裂变反应的可能性将要高得多的较低能量。这通过将Cf-252放入慢化材料(通常为重水、石墨或聚乙烯)的块内来实现。当中子与这些材料相互作用时，它们通过从慢化材料中的原子核“反弹”而减速。典型的中子在达到热能水平之前会“反弹”数十次。热中子具有高得多的被核燃料吸收并诱发裂变事件的可能性，其最终导致γ射线的产生和检测器处可测量的信号。
Cf-252的半衰期为2.64年，这意味着有源燃料棒扫描仪(即，使用中子的燃料棒扫描仪)中的Cf-252必须大约每两年更换一次以保持高的中子输出。在过去几年中，Cf-252的价格已增加不止十倍，这使得用这种同位素产生中子来进行有源燃料棒扫描是价格限制性的。燃料棒制造商正在积极寻找替代的高产率中子源以在燃料棒离开制造设施之前进行最终的关键质量控制步骤。
在测定铀和钚含量及空间分布的问题上，扫描含有可燃毒物的燃料棒是一项特别的挑战。可燃毒物对热中子具有非常高的吸收截面——远高于用来在铀中诱发裂变的截面。因此，当含有可燃毒物的燃料棒穿过辐照器时，大多数中子将被毒物材料吸收，且在燃料棒中的铀中诱发的裂变量将最小。这导致γ检测器处的信号非常低，不足以确定燃料芯块中的U-235和U-238浓度和分布。
需要改进的技术，包括与新型有源燃料棒扫描仪有关的技术和用于对核燃料棒进行有源扫描的方法。
概述
一个示例性实施方案涉及一种用于对核燃料棒进行有源扫描的系统，其包括电驱动的中子发生器、慢化器、第一燃料棒通道和多个辐射检测器。中子发生器包括离子源、加速器和靶。慢化器围绕中子发生器并慢化中子发生器产生的中子。第一燃料棒通道设置在慢化器内。第一燃料棒通道接收第一核燃料棒并使第一核燃料棒经受预定的中子通量。中子诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由多个辐射检测器检测以确定第一核燃料棒中裂变材料的量和裂变材料沿第一核燃料棒的长度的空间分布。
在上述示例性实施方案中，慢化器可包括围绕靶的腔室、围绕腔室的中子慢化器以及围绕中子慢化器的附加中子慢化器。靶可以是包含适合氘或氚的自浸渍的材料的固体靶。围绕腔室的中子慢化器可包含石墨，并且所述附加中子慢化器可包含5%的硼酸化聚乙烯。第一燃料棒通道可配置为接收含有铀、钚或它们的组合的核燃料棒。核燃料棒可含有或可不含可燃毒物如钆或硼。第一燃料棒通道可包括内壳，该内壳具有包含可燃毒物如钆或硼并配置为吸收热中子的外层。
上述示例性实施方案还可包括至少一个附加燃料棒通道(例如，第二燃料棒通道、第三燃料棒通道、第四燃料棒通道、第五燃料棒通道、第六燃料棒通道、第七燃料棒通道、第八燃料棒通道等)，其配置为接收不含可燃毒物的铀或钚核燃料棒。所述至少一个附加燃料棒通道可包括内部热壳，该内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层。
另一个示例性实施方案涉及一种对核燃料棒进行有源扫描的方法。所述方法包括用包括离子源、加速器和靶的电驱动的中子发生器产生中子；用围绕中子发生器的慢化器慢化中子；将核燃料棒设置在设置于慢化器内的第一燃料棒通道中；使核燃料棒经受预定的中子通量以诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和利用所述多个辐射检测器检测二次辐射，以确定裂变材料的量和裂变材料沿核燃料棒的长度的空间分布。核燃料棒可含有或可不含可燃毒物如钆或硼。
如上所述，对核燃料棒进行有源扫描的方法的示例性实施方案可还包括在至少一个附加燃料棒通道中设置至少一个不含有可燃毒物的附加核燃料棒；使所述至少一个核燃料棒经受预定的中子通量以诱发即时和延迟的γ和/或中子发射的二次辐射；和利用多个辐射检测器中的至少一个检测来自所述至少一个核燃料棒的即时和延迟的γ和/或中子发射以确定裂变材料的量和裂变材料沿所述至少一个核燃料棒的长度的空间分布。
在一些实施方案中，本文提供了用于对核燃料棒进行有源扫描的系统，该系统包括以下各项中的一项或多项：电驱动的中子发生器，其包括离子源、加速器和靶；慢化器，其围绕中子发生器并配置为慢化中子发生器产生的中子；设置在慢化器内的第一燃料棒通道，所述第一燃料棒通道配置为接收第一核燃料棒并使所述第一核燃料棒经受预定的中子通量；和多个辐射检测器。在一些实施方案中，该系统配置为使得在使用中中子诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测以确定第一核燃料棒中裂变材料的量和裂变材料沿第一核燃料棒的长度的空间分布。
在一些实施方案中，第一燃料棒通道配置为接收含有可燃毒物的第一核燃料棒。在一些实施方案中，第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物并配置为吸收热中子的外层。在一些实施方案中，内部超热壳还包括内层，所述内层配置为将快中子散射到超热区中，所述内层与所述外层同心。在一些实施方案中，内层包含铍。在一些实施方案中，第一燃料棒通道配置为接收含有钆或硼的第一核燃料棒。
在所述系统的一些实施方案中，预定的中子通量为超热中子通量，并且超热中子诱发二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测。
在一些实施方案中，离子源为微波离子源或电子回旋共振(ECR)离子源。
在一些实施方案中，靶为包含钛、铜、锆、铀、钯或铝中的至少一种的固体靶。
在一些实施方案中，慢化器包括围绕靶的腔室、围绕腔室的中子慢化器和围绕中子慢化器的附加中子慢化器。在一些实施方案中，腔室含有介电固体、液体或气体。在一些实施方案中，腔室含有含氟惰性液体。在一些实施方案中，围绕腔室的中子慢化器包含石墨、D2O或聚乙烯。在一些实施方案中，附加中子慢化器包含聚乙烯。在一些实施方案中，附加中子慢化器包含5%的硼酸化聚乙烯。
在一些实施方案中，第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物并配置为吸收热中子的外层。
在一些实施方案中，该系统还包括第二燃料棒通道，其配置为接收第二核燃料棒并使第二核燃料棒经受预定的热中子通量。在一些实施方案中，第二燃料棒通道设置在慢化器内，并且热中子在第二核燃料棒中诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器中的至少一个检测以确定裂变材料的量和裂变材料沿第二核燃料棒的长度的空间分布。在一些实施方案中，第二燃料棒通道包括内部热壳，该内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层。
在一些实施方案中，该系统还包括至少一个附加燃料棒通道，其配置为接收核燃料棒并使核燃料棒经受超热中子通量或热中子通量。在一些实施方案中，超热中子通量或热中子通量的中子在核燃料棒中诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器中的至少一个检测以确定裂变材料的量和裂变材料沿核燃料棒的长度的空间分布。
在一些实施方案中，靶为包含钛的固体靶；中子慢化器包含石墨；附加中子慢化器包含硼酸化聚乙烯；第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含钆并配置为吸收热中子的外层和包含铍并配置为将快中子散射到超热能区中的内层；第一燃料棒通道配置为接收含有钆的核燃料棒；第二燃料棒通道包括内部热壳，该内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层；和/或第二燃料棒通道配置为接收不含可燃毒物的核燃料棒。
在一些实施方案中，靶为包含钛的固体靶；中子慢化器包含石墨；附加中子慢化器包含硼酸化聚乙烯；第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含硼并配置为吸收热中子的外层和包含铍并配置为将快中子散射到超热能区中的内层；第一燃料棒通道配置为接收含有硼的核燃料棒；第二燃料棒通道包括内部热壳，该内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层；和/或第二燃料棒通道配置为接收不含可燃毒物的核燃料棒。
本文还提供了任何上述系统的用途。在一些实施方案中，该用途包括使用该系统来分析核燃料棒。
在一些实施方案中，本文提供了对核燃料棒进行有源扫描的方法，该方法包括以下各项中的一项或多项：用包括离子源、加速器和靶的电驱动的中子发生器产生中子；用围绕中子发生器的慢化器慢化中子；将第一核燃料棒设置在设置于慢化器内的第一燃料棒通道中；使第一核燃料棒经受预定的中子通量以诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和用多个辐射检测器检测二次辐射以确定裂变材料的量和裂变材料沿第一核燃料棒的长度的空间分布。在一些实施方案中，第一核燃料棒含有可燃毒物。在一些实施方案中，第一核燃料棒含有钆或硼。在一些实施方案中，预定的中子通量为超热中子通量，并且超热中子诱发二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测。在一些实施方案中，第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物的层；并且其中使第一核燃料棒经受预定的中子通量包括将热中子吸收在内部超热壳的外层中。在一些实施方案中，所述方法还包括将快中子散射到内部超热壳的内层中的超热能区中。在一些实施方案中，所述方法还包括将不含可燃毒物的第二核燃料棒设置在第二燃料棒通道中；使第二核燃料棒经受预定的热中子通量以诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和用所述多个辐射检测器中的至少一个检测来自第二核燃料棒的二次辐射以确定裂变材料的量和裂变材料沿第二核燃料棒的长度的空间分布。在一些实施方案中，第二燃料棒通道包括内部热壳，所述内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层，并且该方法还包括用内部热壳的内层和外层减少超热中子群。在一些实施方案中，所述方法还包括：将不含可燃毒物的核燃料棒设置在至少一个附加燃料棒通道中；使核燃料棒经受预定的超热中子通量或热中子通量以诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和用所述多个辐射检测器中的至少另一个检测来自核燃料棒的二次辐射以确定裂变材料的量和裂变材料沿核燃料棒的长度的空间分布。在一些实施方案中，靶为嵌有氘原子的固体靶，并且其中用电驱动的中子发生器产生中子包括用加速的氘离子束撞击固体靶以经由氘-氘聚变反应产生中子。在一些实施方案中，所述方法还包括通过用加速的氘离子束辐照固体靶来补充嵌入在固体靶中的氘原子。在一些实施方案中，固体靶包含钛、铜、锆、铀、钯或铝中的至少一种。在一些实施方案中，慢化器包括围绕靶的腔室、围绕腔室的中子慢化器以及围绕中子慢化器的附加中子慢化器，并且其中用慢化器慢化中子包括使用中子慢化器来热化用电驱动的中子发生器产生的中子，和用附加中子慢化器吸收热化的中子。在一些实施方案中，围绕腔室的中子慢化器包含石墨、D2O或聚乙烯，并且附加中子慢化器包含聚乙烯。在一些实施方案中，腔室含有介电固体、液体或气体。在一些实施方案中，腔室为含有含氟惰性液体的含氟惰性腔室。
可从考虑以下详述、附图和权利要求来阐述本公开的其他特征、优点和实施方案。此外，应理解，本公开的前述概述和以下详述都是示例性的并且旨在提供进一步的解释而不进一步限制所要求保护的本公开的范围。
附图简述
附图(引入以提供对本发明的进一步理解)被并入并构成本说明书的一部分，示意了本公开的实施方案并与详述一起用来解释本公开的原理。没有尝试比基本了解本公开和可实施其的各种方式所需更详细地示出本公开的结构细节。
图1为用于经由氘-氘(DD)聚变反应产生中子并对含有可燃毒物的核燃料棒进行有源扫描的系统的中子发生器和慢化器的垂直截面视图。
图2为图1的中子发生器的垂直截面视图。
图3为图1的慢化器的垂直截面视图，示出了第一燃料棒通道、第二燃料棒通道和第三燃料棒通道。
图4为沿图3的燃料棒通道位置剖切的图1的慢化器的水平截面视图。
图5为图3的中心燃料棒通道的垂直截面视图，其中已插入含有可燃毒物的燃料棒。中心燃料棒通道可为超热燃料棒通道。
图6为图3的第二燃料棒通道和第三燃料棒通道之一(即，中心燃料棒通道任一侧的燃料棒通道)的垂直截面视图，其中已插入不含可燃毒物的燃料棒。
图7为叠加在图3的慢化器的截面视图上的热中子通量图。
图8为叠加在图4的慢化器的截面视图上的热中子通量图。
图9为Gd-157的吸收截面以及U-235和U-238的总裂变截面的比较。
图10为显示在图3的中心燃料棒通道位置处从MCNP输出的中子能谱的图。
图11为叠加在图3的慢化器的截面视图上的超热中子通量图。
图12为叠加在图3的慢化器的截面视图上的快中子通量图。
图13为分别包括图2和3的中子发生器和慢化器的有源扫描系统的俯视图。用来控制有源扫描系统的计算机(未示出)远程位于扫描控制室(未示出)中。
图14为图13的有源扫描系统的俯视图，包括备用辐照器和棒操纵硬件。
图15为图13的有源扫描系统的透视图，指示用于手动燃料棒输入和自动燃料棒输出的区域。
图16为图13的有源扫描系统的另一透视图，其已被放大以显示图15的手动燃料棒输入的细节。
图17为图13的有源扫描系统的又一透视图，其已被放大以显示图15的自动燃料棒输出的细节。
详述
在转向详细说明示例性实施方案的附图之前，应理解，本公开不限于说明书中阐述的或附图中示意的细节或方法。还应理解，术语仅用于描述的目的而不应视为限制。已努力在整个附图中使用相同或相似的附图标记来指代相同或相似的部分。
如上文所讨论，有源燃料棒扫描的常规方法使用锎-252(Cf-252)作为中子源。一般参考附图，下面的实施方案中描述的系统100用电驱动的中子发生器10替代Cf-252中子源，这将在下面的实施方案中详细描述。使用电驱动的中子发生器代替放射性同位素具有多种好处，包括无需频繁更换/补充Cf-252及在不使用时关闭中子源的能力，同时保持与基于Cf-252的有源扫描仪相关的快扫描速度和高精度。
看图1，用于经由氘-氘(DD)聚变反应产生中子并对含有可燃毒物的核燃料棒进行有源扫描的系统100包括中子发生器10和慢化器20。为了进行有源扫描，中子发生器10配置为用中子轰击燃料棒内的核燃料，从而诱发即时和延迟的γ和/或中子发射的二次辐射以及即时和延迟的热、超热或快中子。然后对该二次辐射进行计数以确定裂变材料含量和沿燃料棒的长度的富集度水平(即，裂变材料含量的空间分布)。由此，可检测沿燃料棒的长度的富集度变化。
图2为中子发生器10的一个实施方案的截面视图。在一个实施方案中，中子发生器10包括离子源11、加速器12、氘离子束13、真空泵14和固体靶15。中子发生器10(下文描述)能够基于200kV的最大工作电压和45mA的最大工作束电流产生高达2.5×1010 DD n/s。所述系统的标称工作点为大约155kV和40mA，这导致1×1010 DD n/s的总中子产率。
离子源11产生致密的氘等离子体。离子源11可例如为微波离子源或电子回旋共振(ECR)离子源。在某些实施方案中，离子源11不具有一次性部件，产生非常高的离子束电流密度(例如，200mA/cm2)，并具有非常长的寿命(例如，多年)。
在其中离子源11产生致密的氘等离子体的一个实例中，氘气被连续注入离子源11的等离子体腔室11a中。经由两个磁体11b在等离子体腔室11a中产生磁场，例如，875G磁场±20%。磁体11b可为例如螺线管电磁体或永磁体。由磁控管(未示出)产生的频率为例如2.45GHz±20%的微波经由同轴电缆和波导11c传输到等离子体腔室11a中，从而产生致密的氘等离子体。波导11c可以是任何已知的波导，例如WO/2015006065中描述的波导，其与中子发生器中波导的结构和用途有关的教导的全部内容通过引用整体并入本文。
氘离子以氘离子束13的形式从离子源11引出，并用加速器12加速。具体地，通过等离子体腔室发射孔和引出电极之间存在的静电势(例如，在-40kV的电势下)从等离子体腔室11a(地电势)引出正氘离子。随后通过加速器12中存在的静电势将引出的氘离子束13加速到全电压(例如，150kV至200kV)。
使用真空泵14来保持运行期间加速器12内的低压，这将改善稳定性和中子产率。真空泵14可以是差动泵送系统的一部分，差动泵送系统配置为保持外部大气和离子源/加速器区域之间的第一压差、外部大气和靶之间的第二压差以及离子源/加速器区域和靶之间的第三压差。这样的差动泵送系统的实例见述于WO/2009142669和WO/2011081940中，其与中子发生器中差动泵送系统的结构和用途有关的教导的全部内容通过引用整体并入本文。
氘离子束13(具有高电压和高电流)移动通过真空并最终撞击嵌入在固体靶15中的其他氘原子。虽然固体靶可产生的中子比气体靶少，但与使用气体靶的系统相比，固体靶的使用会导致较小且较便宜的系统。固体靶15可以是例如由保持于氢井上的材料形成的自浸渍靶，使得离子束可将氘或氚离子嵌入到靶中作为用于产生中子的“燃料”。这样的材料的实例包括钛、铜、锆、铀、钯和铝。虽然可使用含有氘或氚的预装载靶，但一旦氘或氚被用尽，则必须更换靶。因此，优选使用可由离子束“再装载”氘或氚的自浸渍靶，以延长靶的寿命。在优选的实施方案中，固体靶15可为钛靶、铜靶或自浸渍钛和铜靶。
产生的中子生而具有在2.5MeV附近达到峰值的平均能量。中子产率是各向异性的，在向前方向达到峰值。反应的前向峰值性质是有益的，因为它会相对于真正的各向同性反应增加燃料棒处的热通量。一小部分入射离子将在固体靶15中引发氘-氘核聚变反应。当高能氘核相互作用时，生产生高能中子的核聚变反应。从固体靶15发射的这些快中子与周围的慢化器20相互作用很多次，从而大大降低中子群的平均能量。
靶15处于高电压下，需要围绕靶15的冷却夹套具有可观的厚度并含有也充当冷却剂的电绝缘材料。此外，绝缘材料需要有助于中子的慢化，而不具有高的热中子吸收倾向。选择的绝缘材料为含氟惰性物(下文描述)，这是一种能够慢化中子而无显著的低能中子吸收的电绝缘材料。来自中子产生靶15的热经由围绕靶15和加速器12的循环的含氟惰性液体除去，并最终经由热交换器(未示出)从系统除去。
图3示出了慢化器20的一个实施方案的截面视图。固体靶15被腔室21以及初始中子慢化器围绕，其中腔室21用作在高压下浮动固体靶15的电绝缘体。腔室21可含有介电固体、液体或气体。例如，腔室21可以是含有含氟惰性液体的含氟惰性腔室。在其他实例中，腔室21可含有油或六氟化硫。围绕腔室21的是中子慢化器22。中子慢化器22可由例如聚乙烯、充水聚乙烯(WEP)、高密度聚乙烯(HDPE)、石墨、D2O(重水)、水或它们的组合制成。在图3的实例中，中子慢化器22为石墨腔室。已知石墨具有极低的中子俘获截面并因此非常适合于以高效率实现非常低的能量(例如，<0.025eV)。慢化器20还包括附加中子慢化器23。附加中子慢化器23可以是例如包括聚乙烯形式如高密度聚乙烯(HDPE)的任何材料。在图3的实例中，周围材料为5%的硼酸化高密度聚乙烯(HDPE)覆毯，其有助于逸出慢化区域(即，腔室21和中子慢化器22)的中子的热化和捕获以将系统外的中子剂量保持在安全水平。在图3中，附加中子慢化器23的基部靠在混凝土上，而附加中子慢化器23的其他侧暴露于大气(即空气)。
图3还示意了三个燃料棒通道：第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50。在图3的实例中，每个燃料棒通道30、40和50位于中子慢化器22内。然而，本申请不限于此。在其他实例中，第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50可位于不同的位置中。例如，第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50都可位于腔室21内；第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50中的两个可位于腔室21内，而剩余的燃料棒通道位于中子慢化器22中；第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50中的两个可位于中子慢化器22内，而剩余的燃料棒通道位于腔室21中。
看图3的实例，第一燃料棒通道30位于与设置第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50的高度基本相同的高度处。本申请不限于此。在其他实例中，第一燃料棒通道30可位于比设置第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50的高度高的高度处，使得第一燃料棒通道30比第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50更靠近固体靶15。第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50可全部相对于彼此设置在不同的高度处。在图3的实例中，第一燃料棒通道30与第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50等距(例如，在第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50的中间，但在不同的高度处)。在其他实例中，第一燃料棒通道30可比第三燃料棒通道50更靠近第二燃料棒通道40，或者第一燃料棒通道30可比第二燃料棒通道40更靠近第三燃料棒通道50。在图3的实例中，第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50设置在相同的高度处并且相对于彼此平行。图4以慢化器20的截面俯视图示意了平行的第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50。
虽然在图3中仅示意了三个燃料棒通道，但在其他实施方案中，可以设置不同数量的燃料棒通道(例如，一个、两个、四个、五个等)。在一些实施方案中，可在腔室21内设置多个燃料棒通道。在一些实施方案中，可在中子慢化器22内设置单个燃料棒通道。
第一燃料棒通道30配置为接收设计用于有源测试燃料棒的可移除中空壳31。壳31可例如为设计用于用超热中子有源测试燃料棒的超热壳。第一燃料棒通道30处的预定中子通量(即，超热或热)为约1E4 n/cm2/s至1E8 n/cm2/s，例如，1.38E6 n/cm2/s。
看图5，在一个实施方案中，壳31包括外层31a和内层31b，外层31a包含可燃毒物(例如，钆、硼等)或其他热中子吸收剂并配置为吸收热中子，内层31b配置为将快中子散射到超热或热能区。内层31b可包含例如铍、聚乙烯、石墨或重水。内层31b与外层31a同心。在其他实施方案中，可省略内层31b。壳31还可包括铝护套33。壳31与铝护套33同心。壳31配置为接收燃料棒32。燃料棒32可含有或可不含可燃毒物如钆或硼。出于讨论的目的，下面描述的实例将集中在含有钆的铀燃料棒上，但本领域普通技术人员应理解该系统和方法也可用于有源测试含有铀、钚或它们的组合的不含可燃毒物的核燃料棒；含有钚或含有铀和钚的组合的还含有钆的核燃料棒；或者含有铀、钚或它们的组合的还含有不同的可燃毒物如硼的核燃料棒。在图5的实例中，燃料棒32为含有钆的铀燃料棒(即，GdUO2燃料棒)。燃料棒32可包括外包层32a，例如，锆包层。外包层32a配置为保持在燃料芯块中。外包层32a和内层31b之间存在小间隙。外包层32a通常回填氦气。
在此实例中，第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50各自配置为接收中空的热壳60，中空的热壳60设计用于用超热或热中子有源测试标准燃料棒(即，不含可燃毒物的燃料棒)。看图6，在一个实施方案中，热壳60包括包含例如铝的外层61和包含例如HDPE的内层62。内层62(例如，HDPE覆毯)与外层61(例如，铝护套)同心。热壳60配置为接收标准燃料棒63，例如U-235或U-238燃料棒(即，UO2燃料棒)。燃料棒63可包括外包层63a，例如，锆包层。外包层63a配置为保持在燃料芯块中。外包层63a和内层62之间存在小间隙。外包层63a通常回填氦气。燃料棒63不含可燃毒物。
在其中第二和第三燃料棒通道40、50都含燃料棒63的配置中，第二和第三燃料棒通道40、50处的预定中子通量(即，超热或热)为约1E4 n/cm2/s至1E8 n/cm2/s，例如，1.38E6n/cm2/s。还在其中第二和第三燃料棒通道40、50中的一个是空的而第二和第三燃料棒通道40、50中的另一个含燃料棒63的配置中测试该系统。递送到燃料棒63的热通量与第二和第三燃料棒通道40、50中有燃料棒63的情况相同，不确定度为0.1%。因此，第二和第三燃料棒通道40、50是彼此无影响的，并且第二和第三燃料棒通道40、50中燃料的存在或不存在从中子学角度来看不会影响彼此。
图7和8分别示意了与图3和4中所示相同的平面中的热中子通量(E < 0.025eV)。如图7和8中所见，中子慢化器22(即，石墨腔室)能够为第二和第三燃料棒通道40、50产生高度均匀的热中子环境。这允许燃料棒63在峰值热中子群(大约30cm)的区域中花费更长的时间，从而在燃料中产生更高的活化并缩短检测时间。MCNP模拟显示，根据本申请的实施方案的配置将产生高度均匀的热中子区域，所述热中子区域具有约1E4 n/cm2/s至1E8 n/cm2/s、例如1.38E6 n/cm2/s的大热中子通量，从而允许改善中子对燃料棒的活化。
图9示意了Gd-157、U-235和U-238在中子能区上的吸收截面的比较。如图9中所见，对于超热能(即，高于热中子但低于快中子的能量)，U-235的裂变截面和Gd-157中的吸收截面大致相同。因此，用于扫描含有钆的燃料棒32的第一燃料棒通道30针对高于热能区的中子进行优化。这例如通过在燃料棒32周围提供包含铍的内层31b和包含钆的外层31a来实现，从而产生对热中子的有效屏障。图7的热中子通量图显示，在第一燃料棒通道30内热中子群大大减小。因为第一燃料棒通道30更靠近快中子源，故总中子群高于第二和第三燃料棒通道40、50。因此，尽管超热中子的裂变截面显著低于热中子的裂变截面，但存在大得多的中子群来诱发这些裂变反应。MCNP结果表明离开第一燃料棒通道30的燃料棒32(含有钆)的活性大约是离开第二和第三燃料棒通道40、50的标准燃料棒63的活性的一半。因此，在本申请的至少一个实施方案中，可在第一燃料棒通道30处提供两倍于第二和第三燃料棒通道40、50处的γ检测器。此外，第一燃料棒通道30的扫描速度可比第二和第三燃料棒通道40、50的扫描速度慢。例如，第一燃料棒通道30的扫描速度可为第二和第三燃料棒通道40、50的扫描速度的约一半。第一燃料棒通道30、第二燃料棒通道40和第三燃料棒通道50中每一者的扫描速度可在5至30cm/s的范围内。
在使用超热中子来诱发裂变时，必须考虑到超热中子的U238裂变截面明显高于热中子的事实。因此，如果目标是测量U235含量(大多数情况下都是如此)，则U238裂变可提供显著的背景γ射线源。该事实提供了第一燃料棒通道30中中子的理想能区的上限，其为大约1MeV。因此，必须尽可能地筛选出热中子和快中子，从而在燃料棒32中产生有效的超热群。为了实现这一点，燃料棒通道30、40和50的几何形状以及所选择的材料是重要的。在图3的实例中，慢化器20的几何形状和关于图5和6描述的材料配置为使燃料棒通道30、40和50处的超热中子群(以~1eV为中心)最大化。
用于扫描含有钆的燃料棒32的第一燃料棒通道30必须位于离中子源足够远的位置以减少快中子通量群，这是直接传输或单个散射事件的结果。优选第一燃料棒通道30设置在非常接近最大超热通量的区域中，同时也在最大快通量区域之外。这将允许U-235中诱发的裂变的相对数量显著大于U-238中的裂变，从而有效地提高中子的效率并减少来自U-238活化的背景信号。图10示出了在图3中示意的第一燃料棒通道30的位置处从MCNP输出的代表性中子能谱。如图10中所见，与整个超热区域的中子群相比，高能尾非常低。
表1描述了第二和第三燃料棒通道40、50(即，热通道)中U-235和U-238活化的数量，而表2针对含有5原子%天然钆的燃料棒描述了第一燃料棒通道30(即，超热通道)中U-235和U-228活化的数量。
表1：热力线路中的U-235和U-238活化密度
表2：热力线路中的U-235和U-238活化密度
如表1中所见(即，热通道40、50)，在每个富集度下，几乎发生的每个裂变事件都在U-235中。如表2中所见(即，超热通道30)，U-235中发生的裂变的分数比U-238高一个数量级，并可通过减去已知的U-238响应来考虑这种背景水平，所述响应将基于燃料棒的U-235富集度按百分分数的数量级变化。
图11和12针对慢化器20的一个替代实施方案分别示意了超热中子通量和快中子通量，其中燃料棒通道30、40和50位于相同的高度并彼此平行。在该实施方案中，第一燃料棒通道设置在第二和第三燃料棒通道40、50之间与第二和第三燃料棒通道40、50等距的位置。如图12中所见，第一燃料棒通道30处的快中子通量大大减小；然而，这是以具有较低的超热中子通量为代价的(参见图11)。在其他实施方案中，燃料棒通道30、40和50中的至少一个为超热通道，并且燃料棒通道30、40和50中的至少一个为热通道。超热通道可位于与热通道等高、在热通道上方或下方的高度处。
随着中子能量增加，燃料棒32中可燃毒物(例如，钆)的中子捕获截面将急剧减小。因此，通过增加辐照器中燃料棒通道处中子群的平均能量，可大大减少被棒中毒物吸收的中子的百分数。此外，随着平均中子能量增加，铀裂变截面的减小远不像毒物的中子捕获吸收截面那样快地减小。因此，通过优化燃料棒通道位置处的超热中子通量，可显著增加用来诱发裂变并在γ检测器处产生可测量信号的中子的百分数。该技术使得可以利用有源中子探询法来单独或同时测量不仅常规燃料棒中而且含有可燃毒物的燃料棒中的裂变材料含量和空间分布。
可将上述系统100结合到有源扫描系统1000中，如图13所示。有源扫描系统1000配置为用单个扫描仪扫描标准燃料棒(例如，UO2燃料棒63)和含有可燃毒物的燃料棒(例如，GdUO2燃料棒32)。在一个实例中，如图15所示，有源扫描系统1000配置为手动输入燃料棒和自动输出已扫描的燃料棒。参见图16和17，有源扫描系统1000可包括背景检测器、密度计、辐照器、活化检测器、氧化钆测量系统、棒移动硬件以及操作该系统所需的所有必需的计算机、电子器件和软件。检测器安置(参见图17)使得由瞬时裂变产生的即时γ不影响活化测量而是仅计算延迟的γ谱。因此，测量延迟γ的铀裂变谱并允许确定燃料柱中存在的富集度百分数、总铀克数和任何单个芯块偏差。在一些实施方案中，使用背景γ检测器来测量辐照之前棒的γ发射。可从延迟的γ信号中减去该背景以提高精度并考虑燃料的年龄。另外，所提议的扫描仪测量延迟的中子以进一步改进富集度数据。
图14示意了图13的有源扫描系统1000，其添加了以下任选特征：用于冗余和快速维修的备用辐照器1001和用于自动棒装载/卸载和需要重新扫描的棒的自动返回的完全自动化棒操纵设备1002。可引入备用辐照器以解决与用单个中子发生器相关联的风险，所述风险可能是单个故障点。除了消除这种风险外，备用辐照器还通过减少与中子发生器维护或维修相关联的停机时间来提高扫描仪的整体可用性。附加的棒操纵设备将通过自动化托盘装载和卸载来减少操作员的参与，允许操作员将待扫描的棒的托盘递送到装载/卸载区域并从同一区域取回经扫描的棒的托盘。附加的棒操纵设备还将允许系统自动隔离并随后重新扫描可能有缺陷的棒。
在上述有源扫描系统的实施方案中，检测器安置为使得由瞬时裂变产生的即时γ不影响活化测量而是仅计算延迟的γ谱。
尽管在上述实施方案中，核燃料棒被描述为铀燃料棒，但本申请不限于此。在其他实施方案中，核燃料棒可以是钚燃料棒或含有铀和钚的燃料棒。另外，尽管在上述实施方案中，可燃毒物为钆，但本申请不限于此。在其他实施方案中，可采用任何已知的可燃毒物如硼。
如本文所采用，术语“大约”、“约”、“基本上”和类似的术语意在具有广泛的含义，与本公开的主题所属领域普通技术人员公知并接受的用法相一致。阅读本公开的本领域技术人员应理解，这些术语意在允许描述所描述和要求保护的某些特征而不将这些特征的范围限制于所提供的精确数值范围。相应地，这些术语应理解为指示所描述和要求保护的主题的非实质性或无足轻重的修改或变更应视为在如附随的权利要求书中所述的本发明范围内。
应指出，本文用来描述各种实施方案的术语“示例性的”意在指示此类实施方案是可能的实施方案的可能实例、呈现和/或示意(并且这样的术语并不意味着此类实施方案是必定非凡或最高级的实例)。
如本文所用，术语“连结”、“连接”等意味着两个构件直接或间接地彼此联结。这种联结可以是固定的(例如，永久的)或可移动的(例如，可移除的或可释放的)。这种联结可通过一体地形成为单个整体的两个构件或者两个构件与任何另外的中间构件实现或者通过附连到彼此的两个构件或两个构件与任何另外的中间构件实现。
本文提及的元件的位置(例如，“顶部”、“底部”、“上方”、“下方”等)仅用来描述附图中各种元件的取向。应指出，根据其他示例性实施方案，各种元件的取向可不同，并且这样的变型意在为本公开所涵盖。
重要的是应指出，用于进行各种示例性实施方案中示出和/或描述的核燃料棒的有源扫描的系统的构造和布置仅是示意性的。尽管在本公开中仅详细描述了几个实施方案，但阅读本公开内容的本领域技术人员应容易理解，可以作许多修改(例如，各种元件的尺寸、维度、结构、形状和比例、参数的值、安装布置、材料的使用、颜色、取向等的变化)而不实质上偏离本文所述主题的新颖教导和优点。例如，示出为一体地形成的元件可由多个部分或元件构成，元件的位置可颠倒或以其他方式改变，并且可改变分立元件或位置的性质或数量。根据替代的实施方案，可改变或重新排列任何过程或方法步骤的顺序或次序。还可对各种示例性实施方案的设计、操作条件和布置作其他替换、修改、改变和省略而不偏离本发明的范围。

Claims (37)

1.一种用于对核燃料棒进行有源扫描的系统，所述系统包括：
电驱动的中子发生器，所述中子发生器包括离子源、加速器和靶；
慢化器，所述慢化器围绕所述中子发生器并配置为慢化所述中子发生器产生的中子；
设置在所述慢化器内的第一燃料棒通道，所述第一燃料棒通道配置为接收第一核燃料棒并使所述第一核燃料棒经受预定的中子通量；和
多个辐射检测器，
其中中子诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测以确定所述第一核燃料棒中裂变材料的量和所述裂变材料沿所述第一核燃料棒的长度的空间分布。
2.根据权利要求1所述的系统，其中所述第一燃料棒通道配置为接收含有可燃毒物的第一核燃料棒。
3.根据权利要求2所述的系统，其中所述第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物并配置为吸收热中子的外层。
4.根据权利要求3所述的系统，其中所述内部超热壳还包括配置为将快中子散射到超热区域中的内层，所述内层与所述外层同心。
5.根据权利要求4所述的系统，其中所述内层包含铍。
6.根据权利要求2至4中任一项所述的系统，其中所述第一燃料棒通道配置为接收含有钆或硼的第一核燃料棒。
7.根据前述权利要求中任一项所述的系统，其中所述预定的中子通量为超热中子通量，并且超热中子诱发所述二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测。
8.根据前述权利要求中任一项所述的系统，其中所述离子源为微波离子源或电子回旋共振(ECR)离子源。
9.根据前述权利要求中任一项所述的系统，其中所述靶为包含钛、铜、锆、铀、钯或铝中的至少一种的固体靶。
10.根据前述权利要求中任一项所述的系统，其中所述慢化器包括围绕所述靶的腔室、围绕所述腔室的中子慢化器和围绕所述中子慢化器的附加中子慢化器。
11.根据权利要求10所述的系统，其中所述腔室含有介电固体、液体或气体。
12.根据权利要求11所述的系统，其中所述腔室含有含氟惰性液体。
13.根据权利要求10至12中任一项所述的系统，其中所述围绕所述腔室的中子慢化器包含石墨、D2O或聚乙烯。
14.根据权利要求10至13中任一项所述的系统，其中所述附加中子慢化器包含聚乙烯。
15.根据权利要求10至14中任一项所述的系统，其中所述附加中子慢化器包含5%的硼酸化聚乙烯。
16.根据前述权利要求中任一项所述的系统，其中所述第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物并配置为吸收热中子的外层。
17. 根据前述权利要求中任一项所述的系统，所述系统还包括第二燃料棒通道，所述第二燃料棒通道配置为接收第二核燃料棒并使所述第二核燃料棒经受预定的热中子通量，
其中所述第二燃料棒通道设置在所述慢化器内，并且
其中热中子在所述第二核燃料棒中诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器中的至少一个检测以确定裂变材料的量和所述裂变材料沿所述第二核燃料棒的长度的空间分布。
18.根据权利要求17所述的系统，其中所述第二燃料棒通道包括内部热壳，所述内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层。
19.根据前述权利要求中任一项所述的系统，所述系统还包括至少一个附加燃料棒通道，所述燃料棒通道配置为接收核燃料棒并使所述核燃料棒经受超热中子通量或热中子通量，
其中所述超热中子通量或所述热中子通量的中子在所述核燃料棒中诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器中的至少一个检测以确定裂变材料的量和所述裂变材料沿所述核燃料棒的长度的空间分布。
20.根据权利要求17所述的系统，
其中所述靶为包含钛的固体靶；
其中所述中子慢化器包含石墨；
其中所述附加中子慢化器包含硼酸化聚乙烯；
其中所述第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含钆并配置为吸收热中子的外层和包含铍并配置为将快中子散射到超热能区中的内层；
其中所述第一燃料棒通道配置为接收含有钆的核燃料棒；
其中所述第二燃料棒通道包括内部热壳，所述内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层；和
其中所述第二燃料棒通道配置为接收不含可燃毒物的核燃料棒。
21.根据权利要求17所述的系统，
其中所述靶为包含钛的固体靶；
其中所述中子慢化器包含石墨；
其中所述附加中子慢化器包含硼酸化聚乙烯；
其中所述第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含硼并配置为吸收热中子的外层和包含铍并配置为将快中子散射到超热能区中的内层；
其中所述第一燃料棒通道配置为接收含有硼的核燃料棒；
其中所述第二燃料棒通道包括内部热壳，所述内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层；和
其中所述第二燃料棒通道配置为接收不含可燃毒物的核燃料棒。
22.一种对核燃料棒进行有源扫描的方法，所述方法包括：
用包括离子源、加速器和靶的电驱动的中子发生器产生中子；
用围绕所述中子发生器的慢化器慢化所述中子；
将第一核燃料棒设置在设置于所述慢化器内的第一燃料棒通道中；
使所述第一核燃料棒经受预定的中子通量以诱发即时和延迟的γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和
用多个辐射检测器检测所述二次辐射以确定裂变材料的量和所述裂变材料沿所述第一核燃料棒的长度的空间分布。
23.根据权利要求22所述的方法，其中所述第一核燃料棒含有可燃毒物。
24.根据权利要求22或权利要求23所述的方法，其中所述第一核燃料棒含有钆或硼。
25.根据权利要求22至24中任一项所述的方法，其中所述预定的中子通量为超热中子通量，并且超热中子诱发所述二次辐射，所述二次辐射由所述多个辐射检测器检测。
26. 根据权利要求22至25中任一项所述的方法，
其中所述第一燃料棒通道包括内部超热壳，所述内部超热壳具有包含可燃毒物的层；和
其中使所述第一核燃料棒经受预定的中子通量包括将热中子吸收在所述内部超热壳的所述外层中。
27.根据权利要求26所述的方法，所述方法还包括将快中子散射到所述内部超热壳的所述内层中的超热能区中。
28.根据权利要求22至27中任一项所述的方法，所述方法还包括：
将不含可燃毒物的第二核燃料棒设置在第二燃料棒通道中；
使所述第二核燃料棒经受预定的热中子通量以诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和
用所述多个辐射检测器中的至少一个检测来自所述第二核燃料棒的所述二次辐射以确定裂变材料的量和所述裂变材料沿所述第二核燃料棒的长度的空间分布。
29. 根据权利要求28所述的方法，
其中所述第二燃料棒通道包括内部热壳，所述内部热壳具有包含铝的外层和包含聚乙烯的内层，和
所述方法还包括用所述内部热壳的所述内层和外层减少超热中子群。
30.根据权利要求22至29中任一项所述的方法，所述方法还包括：
将不含可燃毒物的核燃料棒设置在至少一个附加燃料棒通道中；
使所述核燃料棒经受预定的超热中子通量或热中子通量以诱发γ发射、中子发射或其组合的二次辐射；和
用所述多个辐射检测器中的至少另一个检测来自所述核燃料棒的所述二次辐射以确定裂变材料的量和所述裂变材料沿所述核燃料棒的长度的空间分布。
31. 根据权利要求22至30中任一项所述的方法，
其中所述靶为嵌有氘原子的固体靶，和
其中用所述电驱动的中子发生器产生中子包括用加速的氘离子束撞击所述固体靶以经由氘-氘聚变反应产生中子。
32.根据权利要求31所述的方法，所述方法还包括通过用所述加速的氘离子束辐照所述固体靶来补充嵌入在所述固体靶中的氘原子。
33. 根据权利要求32所述的方法，其中所述固体靶包含钛、铜、锆、铀、钯或铝中的至少一种。
34.根据权利要求22至33中任一项所述的方法，其中所述慢化器包括围绕所述靶的腔室、围绕所述腔室的中子慢化器以及围绕所述中子慢化器的附加中子慢化器，和
其中用所述慢化器慢化所述中子包括使用所述中子慢化器来热化用所述电驱动的中子发生器产生的中子，和用所述附加中子慢化器吸收热化的中子。
35.根据权利要求34所述的方法，其中所述围绕所述腔室的中子慢化器包含石墨、D2O或聚乙烯，和
其中所述附加中子慢化器包含聚乙烯。
36.根据权利要求34或权利要求35所述的方法，其中所述腔室含有介电固体、液体或气体。
37.根据权利要求36所述的方法，其中所述腔室为含有含氟惰性液体的含氟惰性腔室。
CN201780048327.8A 2016-06-09 2017-06-09 用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法 Active CN109690300B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201662347969P 2016-06-09 2016-06-09
US62/347969 2016-06-09
PCT/US2017/036744 WO2018067208A2 (en) 2016-06-09 2017-06-09 System and method for performing active scanning of a nuclear fuel rod

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109690300A true CN109690300A (zh) 2019-04-26
CN109690300B CN109690300B (zh) 2022-06-03

Family

ID=60574073

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201780048327.8A Active CN109690300B (zh) 2016-06-09 2017-06-09 用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法

Country Status (9)

Country Link
US (2) US10896768B2 (zh)
EP (1) EP3469341B1 (zh)
JP (1) JP6993356B2 (zh)
KR (1) KR102398911B1 (zh)
CN (1) CN109690300B (zh)
BR (1) BR112018075461B1 (zh)
DK (1) DK3469341T3 (zh)
RU (1) RU2749836C2 (zh)
WO (1) WO2018067208A2 (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111816334A (zh) * 2020-07-20 2020-10-23 中国核动力研究设计院 一种辐照监督管

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101906854B1 (ko) * 2017-07-25 2018-10-11 한전원자력연료 주식회사 이동형 핵연료 집합체 구조 변형 측정장비
US10838087B2 (en) 2018-12-20 2020-11-17 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for real-time measurement of fissile content within chemical and material handling processes
CN109752396B (zh) * 2018-12-28 2021-07-20 中核北方核燃料元件有限公司 燃料棒x射线检测用压合式自动旋转装置
CN109949953B (zh) * 2019-04-02 2021-07-13 中国科学院高能物理研究所 核燃料棒富集度无源检测系统及富集度重构方法
CN109949952B (zh) * 2019-04-02 2024-04-05 中国科学院高能物理研究所 核燃料棒富集度无源检测系统
CN114945995A (zh) * 2019-10-11 2022-08-26 Bwxt加拿大核能股份有限公司 缺陷燃料棒束定位系统
CN111736201B (zh) * 2020-05-25 2023-11-14 中国核电工程有限公司 一种核燃料棒有源检测系统及方法

Citations (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3636353A (en) * 1968-05-13 1972-01-18 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons
US3707631A (en) * 1970-04-02 1972-12-26 Nat Nuclear Corp Nuclear fuel assay system
US3728544A (en) * 1970-07-24 1973-04-17 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
CN85105433A (zh) * 1984-07-02 1987-01-14 西屋电气公司 燃料组件
US4902467A (en) * 1988-08-31 1990-02-20 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
JPH04289497A (ja) * 1991-03-18 1992-10-14 Toshiba Corp 核分裂性物質の測定方法およびその測定装置
CN1089055A (zh) * 1992-12-26 1994-07-06 天津纺织工学院 中子和γ射线辐射屏蔽材料
US5703371A (en) * 1996-08-12 1997-12-30 General Electric Company Modified notched energy filter neutron radiography camera for non-destructive determination of hydrogen content of irradiated BWR fuel elements
CN1834632A (zh) * 2006-04-17 2006-09-20 南京大陆中电科技股份有限公司 基于脉冲快热中子瞬发伽玛射线分析技术的水泥物料成分在线检测系统
US20070237281A1 (en) * 2005-08-30 2007-10-11 Scientific Drilling International Neutron generator tube having reduced internal voltage gradients and longer lifetime
CN101090007A (zh) * 2006-06-16 2007-12-19 秦山第三核电有限公司 破损燃料定位检测方法
US7342988B2 (en) * 2002-02-06 2008-03-11 The Regents Of The University Of California Neutron tubes
CN101582299A (zh) * 2008-05-01 2009-11-18 通用电气-日立核能美国有限责任公司 辐照靶保持系统、具有该系统的燃料组件以及其使用方法
CN201359858Y (zh) * 2008-11-27 2009-12-09 中国核电工程有限公司 252Cf中子活化核燃料棒235U富集度及均匀性检测装置装源棒
CN201378438Y (zh) * 2009-03-04 2010-01-06 中国核电工程有限公司 一种252Cf中子活化核燃料棒232U富集度及均匀性的γ射线测量探测器
KR20100076487A (ko) * 2008-12-26 2010-07-06 한전원자력연료 주식회사 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기
KR20100119194A (ko) * 2009-04-30 2010-11-09 한국원자력연구원 펄스형 ｄ-ｄ 중성자 발생장치를 이용한 핵연료봉 농축도 비파괴 검사방법
US20100284504A1 (en) * 2009-05-05 2010-11-11 Soc. Anonyme D'etudes Et Realisations Nucleaires Device and apparatus for measuring the enrichment profile of a nuclear fuel rod
KR20110072731A (ko) * 2009-12-23 2011-06-29 한국원자력연구원 핵연료봉 비파괴 검사장치
CN102590252A (zh) * 2012-02-27 2012-07-18 长春工业大学 用d-d中子发生器快速检测铁矿石铁含量的装置
WO2015199770A2 (en) * 2014-03-19 2015-12-30 Phoenix Nuclear Labs Llc Fast burst and steady-state intense neutron source

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1912982A1 (de) * 1969-03-14 1970-10-01 Interatom Vorrichtung zur zerstoerunsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Pruefkoerper
US3786256A (en) * 1971-11-18 1974-01-15 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for nuclear fuel assay with a neutron source and coincident fission neutron detectors
US3755675A (en) 1972-11-03 1973-08-28 Atomic Energy Commission Nondestructive analysis of fuel pins
JPS61144223A (ja) 1984-12-18 1986-07-01 Sankyo Alum Ind Co Ltd 複合湾曲形材の製造方法
JPS646849A (en) * 1987-06-30 1989-01-11 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel rod inspection apparatus
US4902647A (en) 1988-10-21 1990-02-20 The United States Of American As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration Surface modification using low energy ground state ion beams
JPH02222885A (ja) * 1989-02-14 1990-09-05 Toshiba Corp 核燃料物質の非破壊分析方法およびその装置
JPH0824573B2 (ja) 1992-07-28 1996-03-13 カゴメ株式会社 キチナーゼ、キチナーゼ遺伝子及びキチナーゼの製法
US7139349B2 (en) 2001-03-16 2006-11-21 The Regents Of The University Of California Spherical neutron generator
JP2008202942A (ja) * 2007-02-16 2008-09-04 Kyoto Univ 核融合中性子生成装置
WO2009142669A2 (en) 2007-12-28 2009-11-26 Gregory Piefer High energy proton or neutron source
WO2011093840A2 (en) * 2009-11-06 2011-08-04 Searete, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
PT2513640T (pt) 2009-12-15 2020-04-09 Phoenix Llc Método e aparelho para executar a interrogação de neutrões ativos de contentores
US20130129027A1 (en) 2011-11-21 2013-05-23 Richard Harris Pantell High Flux Neutron Source
KR101799915B1 (ko) 2013-07-09 2017-11-21 피닉스 뉴클리어 랩스 엘엘씨 높은 신뢰성, 긴 수명, 음이온 소스

Patent Citations (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3636353A (en) * 1968-05-13 1972-01-18 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons
US3707631A (en) * 1970-04-02 1972-12-26 Nat Nuclear Corp Nuclear fuel assay system
US3728544A (en) * 1970-07-24 1973-04-17 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
CN85105433A (zh) * 1984-07-02 1987-01-14 西屋电气公司 燃料组件
US4902467A (en) * 1988-08-31 1990-02-20 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
JPH04289497A (ja) * 1991-03-18 1992-10-14 Toshiba Corp 核分裂性物質の測定方法およびその測定装置
CN1089055A (zh) * 1992-12-26 1994-07-06 天津纺织工学院 中子和γ射线辐射屏蔽材料
US5703371A (en) * 1996-08-12 1997-12-30 General Electric Company Modified notched energy filter neutron radiography camera for non-destructive determination of hydrogen content of irradiated BWR fuel elements
US7342988B2 (en) * 2002-02-06 2008-03-11 The Regents Of The University Of California Neutron tubes
US20070237281A1 (en) * 2005-08-30 2007-10-11 Scientific Drilling International Neutron generator tube having reduced internal voltage gradients and longer lifetime
CN1834632A (zh) * 2006-04-17 2006-09-20 南京大陆中电科技股份有限公司 基于脉冲快热中子瞬发伽玛射线分析技术的水泥物料成分在线检测系统
CN101090007A (zh) * 2006-06-16 2007-12-19 秦山第三核电有限公司 破损燃料定位检测方法
CN101582299A (zh) * 2008-05-01 2009-11-18 通用电气-日立核能美国有限责任公司 辐照靶保持系统、具有该系统的燃料组件以及其使用方法
CN201359858Y (zh) * 2008-11-27 2009-12-09 中国核电工程有限公司 252Cf中子活化核燃料棒235U富集度及均匀性检测装置装源棒
KR20100076487A (ko) * 2008-12-26 2010-07-06 한전원자력연료 주식회사 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기
CN201378438Y (zh) * 2009-03-04 2010-01-06 中国核电工程有限公司 一种252Cf中子活化核燃料棒232U富集度及均匀性的γ射线测量探测器
KR20100119194A (ko) * 2009-04-30 2010-11-09 한국원자력연구원 펄스형 ｄ-ｄ 중성자 발생장치를 이용한 핵연료봉 농축도 비파괴 검사방법
US20100284504A1 (en) * 2009-05-05 2010-11-11 Soc. Anonyme D'etudes Et Realisations Nucleaires Device and apparatus for measuring the enrichment profile of a nuclear fuel rod
KR20110072731A (ko) * 2009-12-23 2011-06-29 한국원자력연구원 핵연료봉 비파괴 검사장치
CN102590252A (zh) * 2012-02-27 2012-07-18 长春工业大学 用d-d中子发生器快速检测铁矿石铁含量的装置
WO2015199770A2 (en) * 2014-03-19 2015-12-30 Phoenix Nuclear Labs Llc Fast burst and steady-state intense neutron source

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111816334A (zh) * 2020-07-20 2020-10-23 中国核动力研究设计院 一种辐照监督管

Also Published As

Publication number Publication date
WO2018067208A3 (en) 2018-05-17
KR102398911B1 (ko) 2022-05-17
US20170358375A1 (en) 2017-12-14
WO2018067208A2 (en) 2018-04-12
EP3469341B1 (en) 2021-04-21
JP6993356B2 (ja) 2022-01-13
KR20190039073A (ko) 2019-04-10
RU2018145437A3 (zh) 2020-10-15
CN109690300B (zh) 2022-06-03
BR112018075461A2 (pt) 2019-03-19
EP3469341A4 (en) 2020-03-04
RU2018145437A (ru) 2020-07-09
EP3469341A2 (en) 2019-04-17
DK3469341T3 (en) 2021-06-07
US11728055B2 (en) 2023-08-15
RU2749836C2 (ru) 2021-06-17
BR112018075461B1 (pt) 2023-01-17
US20210280329A1 (en) 2021-09-09
JP2019517678A (ja) 2019-06-24
US10896768B2 (en) 2021-01-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109690300A (zh) 用于进行核燃料棒的有源扫描的系统和方法
Valkovic 14 MeV neutrons: physics and applications
Brovchenko et al. Neutron-gamma flux and dose calculations in a Pressurized Water Reactor (PWR)
Velasquez et al. Axial neutron flux evaluation in a Tokamak system: a possible transmutation blanket position for a fusion–fission transmutation system
US4961880A (en) Electrostatic voltage excitation process and apparatus
Lomonaco et al. An intrinsically safe facility for forefront research and training on nuclear technologies—Burnup and transmutation
Abdurrahman et al. Spent-fuel assay performance and Monte Carlo analysis of the Rensselaer slowing-down-time spectrometer
McElroy et al. The DD Neutron Generator as an Alternative to Am (Li) Isotopic Neutron Source in the Uranium Neutron Coincidence Collar
Fiore et al. The Frascati neutron generator: present activities and future upgrades
Dioni Development of a multi-purpose fast neutron spectrometric capability in the MASURCA facility
US20220155472A1 (en) Emitters for fast-spectrum self-powered neutron detector
US20060285621A1 (en) Method and device for initiating a fusion reaction through isomer potentiated nuclear decay
Ripani Neutron sources and transmutation of nuclear waste
Khattab et al. Design of a permanent Cd-shielded epithermal neutron irradiation site in the Syrian Miniature Neutron Source Reactor
Wu et al. 235U enrichment detection system for nuclear fuel rod based on compact DD neutron generator
Demtröder Applications of Nuclear-and High Energy Physics
Ibrahim et al. The ALTO facility and its recent highlights with ISOL beams
Calviani et al. The n_TOF facility at CERN: Present status and future upgrades
Tanabe Sources of Energetic Quanta (EQ)(Radiation Sources)
ZHAO et al. Monitoring method of neutron flux for the spallation target used in an accelerator driven sub-critical systems
Howard et al. Neutron sources
Yamanaka Effective Delayed Neutron Fraction in Subcritical States
Hughes Neutron spectroscopy with nuclear explosions
Rebhan et al. 5 Controlled nuclear fusion: general aspects
Rejmund et al. Call for GEDEPEON funding October 2006

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant