CZ2009576A3 - Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva - Google Patents
Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva Download PDFInfo
- Publication number
- CZ2009576A3 CZ2009576A3 CZ20090576A CZ2009576A CZ2009576A3 CZ 2009576 A3 CZ2009576 A3 CZ 2009576A3 CZ 20090576 A CZ20090576 A CZ 20090576A CZ 2009576 A CZ2009576 A CZ 2009576A CZ 2009576 A3 CZ2009576 A3 CZ 2009576A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- enrichment
- fuel
- nuclear fuel
- initial
- burnout
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 31
- 239000003380 propellant Substances 0.000 title 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 42
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 30
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 claims abstract description 22
- 238000011088 calibration curve Methods 0.000 claims description 4
- 230000004069 differentiation Effects 0.000 claims description 3
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 claims description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 abstract description 23
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 4
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 3
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 2
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000001730 gamma-ray spectroscopy Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 1
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Tento zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva pomocí merení poctu zpoždených neutronu a približného merení velikosti vyhorení umožnuje porovnáním kombinace namerených hodnot s kalibracními hodnotami ze známých vzorku urcit pocátecní obohacení jaderného paliva ve velkém rozsahu. Vzorky lze nakalibrovat tak, aby bylo možné odlišit od sebe palivo nekolika ruzných pocátecních obohacení a též palivo od moderátoru.
Description
Oblast techniky
Předložené řešení se týká způsobu rozlišování počátečního obohacení paliva jaderných reaktorů pomocí kombinace detekce počtu zpožděných neutronů a přibližné znalosti vyhoření paliva. Palivo není pro účely měření upraveno ani měřením změněno.
Dosavadní stav techniky
Neinvazivní metody určení počátečního obohacení paliva vycházejí z měření fyzikálních vlastností štěpitelných materiálů. Průmyslově používané metody jsou použitelné bud1 pouze při dobré znalosti historie ozáření paliva, tj. jakému neutronovému toku bylo v průběhu používání vystaveno a jaké je jeho vyhoření, nebo jen pro určité intervaly obohacení. Jedná se o metody založené na měření gama aktivity či měření změny reaktivity přidáním neznámého vzorku k známému palivovému souboru blízko kritického stavu. Nevýhodou těchto metod je poměrně dlouhá doba měření gama aktivity a finanční náročnost měření reaktivity. Navíc tyto metody nejsou aplikovatelné v případě, že přesnou znalost historie paliva není možné určit.
Existují i metody destruktivní a invazivnífa to zejména metody, kdy je palivo pro účely zjištěni počátečního obohacení změněno, tzv. označeno. Nevýhodou těchto metod je, že je třeba fyzická úprava paliva různá pro jednotlivá obohacení.
Podstata vynálezu
Výše uvedené nedostatky odstraňuje způsob nneinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva podle předkládaného řešení. Jeho podstatou je, že se pro různé druhy jaderného paliva při jejich známém počátečním obohaceni změří některou ze známých metod závislost velikosti vyhoření jaderného paliva na obohaceni při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem.
ί !·
Zároveň se měří závislost množství detekovaných zpožděných neutronů daného jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem. Takto získané závislosti se uspořádají ve formě dvojrozměrné kombinace, čímž se získají kalibrační průběhy závislosti velikosti vyhoření daného jaderného paliva na množství detekovaných zpožděných neutronů. Parametrem pro jednotlivé druhy jaderného paliva je velikost jejich počátečního obohacení. Poté se do reaktoru vloží jaderné palivo, jehož počáteční obohacení se zjišťuje. Toto jaderné palivo se ozařuje a po skončení ozařování se změří velikost jeho vyhoření a jemu odpovídající množství detekovaných zpožděných neutronů. Jejich dvourozměrnou kombinací získaný výsledný bod se porovná s kalibračními průběhy závislostí paliv se známým počátečním obohacením. Výsledná počáteční hodnota obohacení sledovaného jaderného paliva je hodnota odpovídající počátečnímu obohacení nejblíže ležící kalibrační závislosti. V případě, že získaný výsledný bod leží mezi dvěma kalibračními závislostmi s různým počátečním obohacením, určí se výsledné počáteční obohacení sledovaného jaderného paliva poměrem těchto známých počátečních obohacení.
Dvojrozměrnou kombinaci lze realizovat ve formě grafu nebo ve formě tabulky.
Podstatou vynálezu je tedy způsob rozlišování počátečního obohacení paliva, ať už čerstvého či ozářeného v jaderném reaktoru. Řešení kombinuje přibližné měření velikosti vyhoření jaderného paliva a měření počtu zpožděných neutronů ze štěpení. Kombinace těchto dvou hodnot dovoluje určit počáteční obohacení paliva bez znalosti historie jeho ozáření.
Dvojrozměrná kombinace přibližně změřeného vyhoření paliva a počtu detekovaných zpožděných neutronů se pro známá obohacení nejprve kalibruje a určí se diskriminační úrovně, které se použijí pro palivo neznámého obohaceni.
Způsob má schopnost odlišit od sebe paliva několika různých počátečních hodnot obohacení a také odlišit palivo od neštěpitelného materiálu, např. od moderátoru. Zařízení, které se pro realizaci způsobu použije, je schopné pracovat univerzálně nezávisle na obohacení a vyhoření paliva a dovoluje provést identifikaci počátečního obohacení v rádu desítek vteřin až vteřin.
Přehled obrázků na výkresech
Způsob neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva podle předkládaného řešení bude dále popsán pomocí přiložených výkresů. Na obr.1 je uvedena jedna z variant zařízení, kterými lze způsob realizovat. Obr.2 uvádí druhou takovou variantu. Obr.3,4 a 5 znázorňuji postup celého způsobu.
Příklady provedení vynálezu
Způsob neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva je založen na následujících krocích, které mohou být provedeny v libovolném vhodném poradí.
Pro různé druhy jaderného paliva se při jejich známém počátečním obohacení změří některou ze známých metod závislost velikosti vyhoření jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem, jak je uvedeno na obr.4. Toto však nestačí, neboť pro palivo ozařované v reaktoru méně než relativní hodnota vyhoření 1 či bez znalosti relativního času ozařování nelze počáteční obohacení určit. Proto se též změří závislost množství detekovaných zpožděných neutronů daného jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem, obr.3. Také tento krok sám o sobě k určeni počátečního obohaceni paliva nestačí, neboť pro palivo ozařované v reaktoru déle jak relativní hodnota 5 či bez znalosti relativního času ozařování nelze počáteční obohaceni určit. Proto se takto získané závislosti uspořádají ve formě dvojrozměrné kombinace, obr.5, čímž se získají kalibrační průběhy závislosti velikosti vyhoření daného jaderného paliva na množství detekovaných zpožděných neutronů, kde parametrem pro jednotlivé druhy jaderného paliva je velikost jejich počátečního obohacení. Nyní se do reaktoru vloží jaderné palivo, jehož počáteční obohacení se zjišťuje. Toto jaderné palivo se ozařuje a po skončení ozařování se změří velikost jeho vyhoření a jemu odpovídající množství detekovaných zpožděných neutronů. Jejich dvourozměrnou kombinací získaný výsledný bod se porovná s kalibračními průběhy závislosti paliv se známým počátečním obohacením. Výsledná počáteční t t í t hodnota obohacení sledovaného jaderného paliva je pak hodnota odpovídající počátečnímu obohacení nejblíže ležící kalibrační závislosti. V případě, že získaný výsledný bod leží mezi dvěma kalibračními závislostmi s různým počátečním obohacením, určí se výsledné počáteční obohacení sledovaného jaderného paliva poměrem těchto známých počátečních obohacení.
Uvedený způsob lze realizovat zařízením, které může být uspořádáno ve dvou variantách.
Varianta A, obr. 1, spočívá v kombinaci tří modulů, kterými zkoumané palivo prochází. Prvním modulem je jednotka 1 měření velikosti vyhoření, která může být umístěna v libovolném pořadí, tedy před, za i mezi ostatními moduly. Tato jednotka 1 měření velikosti vyhořeni může integrovat libovolnou používanou metodu určení velikosti vyhoření paliva. Vhodnou je zejména gama spektrometrie a identifikace radionuklidů charakteristických pro dané vyhoření. Měření v tomto modulu může probíhat pouze krátce, neboť je dostačující nevelká přesnost určeni vyhořeni, například 15%. Spektroskopická aparatura známého typu může být postavena na polovodičových, scintilačních detektorech nebo jiných vhodných detektorech nabízejících energetické rozlišení dostatečné pro identifikaci radionuklidů.
Dalším modulem je ozařovací jednotka 2 obvyklého typu. Tento modul obsahuje zdroj neutronů, gama nebo rentgenová záření o dostatečné energii k vyvolání štěpení v palivu. Zdroj neutronů / gama záření může být libovolného druhu, to je. radioisotopový zdroj, například Cf, neutronový Deuterium-Tritium, DeuteriumDeuterium generátor, urychlovač a podobně. Podmínkou je, že zdroj vygeneruje takový tok neutronů/gama fotonů, aby vyvolal dostatečné množství štěpení ve zkoumaném palivu. Množství štěpení v palivu v průběhu ozařování ovlivňuje přímou úměrou množství zpožděných neutronů detekovaných v další jednotce a proto také přesnost a spolehlivost určení počátečního obohacení paliva.
Za ozařovací jednotkou 2 následuje poslední modul systému, kterým je měřící jednotka 3 standardního typu. Ten sestává z detektorů citlivých na neutrony umístěných do těsné blízkosti paliva. Přesná geometrie tohoto modulu se odvíjí od typu detektoru a tvaru paliva. Typ detektorů není opět podstatný. Detektory mohou * * být umístěny v moderujícím prostředí, pakliže jsou citlivé převážně na termální neutrony. Jestliže to detekční účinnost detektorů dovolí, moderující prostředí může být vynecháno. Důležitá je rychlost transportu paliva z jednotky ozařovací jednotky 2 do jednotky měřící 3. Rychlý transport, a to například gravitační, pneumatický či mechanický, umožňuje zvýšit počet detekovaných zpožděných neutronů a tím také statistickou přesnost metody. Palivo může být transportováno gravitačně, pneumaticky nebo jinou vhodnou metodou. Další důležitou podmínkou je zamezení průniku neutronů z ozařovací jednotky 2 do měřící jednotky 3 v případě ozařování neutrony. Neutrony z ozařovací jednotky 2 by zvyšovaly neutronové pozadí měření a tím snižovaly statistickou přesnost měření. Toho lze docílit buď použitím vhodného stíněni, vypnutím neutronového/gamma/rentgenového generátoru v případě použití D-T, D-D generátoru, urychlovače a podobně, odsunutím neutronového zdroje do dostatečné vzdálenost'^ nebo kombinací zmíněných metod.
Množství detekovaných zpožděných neutronů je závislé na vyhoření paliva a počátečním obohacení. Velikost vyhoření je přibližně známa z měření v prvním modulu. Kombinací přibližné znalosti velikosti vyhoření a množství emitovaných zpožděných neutronů se urči počáteční obohacení. Dalšími parametry potřebnými k určení počátečního obohacení je velikost neutronového/fotonového toku v ozarovacím modulu, doba ozařování, doba mezí koncem ozařování a začátkem měření zpožděných neutronu a také doba samotné detekce zpožděných neutronů. Znalost toku v ozařovací jednotce lze nahradit kalibrací za použití vzorků paliva se známým obohacením.
Druhá varianta, obr.2, předkládaného zařízení kombinuje dohromady ozařovací modul a měřící modul, je tedy tvořeno jednotkou 1. měření velikosti vyhoření a kombinovanou jednotkou 4 zahrnující ozařovací a měřící modul. Odpadá tak transport mezi ozarovacím a měřícím modulem. Po ukončeni ozařováni začíná v tomto případě měření okamžitě. Zdroj neutronů/fotonů může být opět vypnut nebo odsunut do dostatečné vzdálenosti a/nebo za vhodné stínění. Další parametry a nároky na detektory a geometrii jsou stejné jako v případě první varianty. Tento modul může integrovat i měření vyhoření, bude-li obsahovat i gama spektrometrické detektory z prvního modulu. Umístěni gama spektrometrického systému vně však zjednodušuje konstrukci ozařovacího/měřicího modulu.
• »
...... '·
V obou případech musí být doba ozařování takovým násobkem poločasu rozpadu stěžejní měřené skupiny zpožděných neutronů, aby jejich počet byl dobře měřitelný; např. 30s.
Doba mezi koncem ozařování a začátkem měření zpožděných neutronů je ve variantě B zanedbatelná a ve variantě A musí být co nejkratší, např. 3s. Doba měření zpožděných neutronů se odvíjí opět od dominantní měřené skupinu zpožděných neutronů a musí být adekvátním násobkem poločasu rozpadu této skupiny; např. 30s.
Kalibrované dvojrozměrné kombinace hodnot pro rozlišení počátečního obohacení pak dovolují určit obohacení neznámého paliva bez znalosti historie ozařování dle přiložených grafů.
Claims (3)
- PATENTOVÉ NÁROKY1. Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva, vyznačující se tím, že se nejprve pro různé druhy jaderného paliva při jejich známém počátečním obohacení změří některou ze známých metod závislost velikosti vyhoření jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem a závislost množství detekovaných zpožděných neutronů daného jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem a takto získané závislosti se uspořádají ve formě dvojrozměrné kombinace, čímž se získají kalibrační průběhy závislosti velikosti vyhoření daného jaderného paliva na množství detekovaných zpožděných neutronů, kde parametrem pro jednotlivé druhy jaderného paliva je velikost jejich počátečního obohaceni, načež se do reaktoru vloží jaderné palivo, jehož počáteční obohacení se zjišťuje, toto jaderné palivo se ozařuje a po skončení ozařování se změří velikost jeho vyhoření a jemu odpovídající množství detekovaných zpožděných neutronů a jejich dvourozměrnou kombinací získaný výsledný bod se porovná s kalibračními průběhy závislostí paliv se známým počátečním obohacením a výsledná počáteční hodnota obohacení sledovaného jaderného paliva je hodnota odpovídající počátečnímu obohacení nejblíže ležící kalibrační závislosti, přičemž v případě, že získaný výsledný bod leží mezi dvěma kalibračními závislostmi s různým počátečním obohacením, určí se výsledné počáteční obohacení sledovaného jaderného paliva poměrem těchto známých počátečních obohacení.
- 2. Způsob podle nároku 1,vyznačující se tím, že dvojrozměrná kombinace se realizuje ve formě grafu.
- 3. Způsob podle nároku 1,vyznačující se tím, že dvojrozměrná kombinace se realizuje ve formě tabulky.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ20090576A CZ302119B6 (cs) | 2009-08-28 | 2009-08-28 | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ20090576A CZ302119B6 (cs) | 2009-08-28 | 2009-08-28 | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ2009576A3 true CZ2009576A3 (cs) | 2010-10-20 |
| CZ302119B6 CZ302119B6 (cs) | 2010-10-20 |
Family
ID=42978816
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ20090576A CZ302119B6 (cs) | 2009-08-28 | 2009-08-28 | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ302119B6 (cs) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CZ302302B6 (cs) * | 2009-12-28 | 2011-02-09 | Ceské vysoké ucení technické v Praze - fakulta jaderná a fyzikálne inženýrská | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US429122A (en) * | 1890-06-03 | Albert burton evenden | ||
| 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 |
| JPS59200982A (ja) * | 1983-04-13 | 1984-11-14 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | ウラン濃縮度測定方法及びその装置 |
| US4902467A (en) * | 1988-08-31 | 1990-02-20 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
-
2009
- 2009-08-28 CZ CZ20090576A patent/CZ302119B6/cs not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CZ302302B6 (cs) * | 2009-12-28 | 2011-02-09 | Ceské vysoké ucení technické v Praze - fakulta jaderná a fyzikálne inženýrská | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ302119B6 (cs) | 2010-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3636353A (en) | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons | |
| Ostrovskiy et al. | Characterization of silicon photomultipliers for nEXO | |
| Vitullo et al. | A mm 3 fiber-coupled scintillator for in-core thermal neutron detection in CROCUS | |
| Novotny | Performance of the BaF2-calorimeter TAPS | |
| JP4761829B2 (ja) | 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法 | |
| Blanchet et al. | Qualification of a gamma-ray heating calculation scheme for the future Jules Horowitz material testing reactor (RJH) | |
| CZ2009576A3 (cs) | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva | |
| Kaplan-Trahan et al. | Spent Fuel Measurements | |
| Pakari et al. | Delayed gamma fraction determination in the zero power reactor CROCUS | |
| Zhou et al. | Monte Carlo analyses and experimental investigation of the vanadium self-powered neutron detector in 60Co source and research pulsed reactor | |
| US20180137945A1 (en) | Systems and methods for assaying nuclear fuel | |
| Swinhoe et al. | A new generation of uranium coincidence fast neutron collars for assay of LWR fresh fuel assemblies | |
| Wu et al. | 235U enrichment detection system for nuclear fuel rod based on compact DD neutron generator | |
| KR102564895B1 (ko) | 듀얼 타입 감지모듈이 구비된 이동형 방사선 검출기 | |
| Kashyap et al. | Differential Die-Away Analysis for detection of 235U in metallic matrix | |
| Rodriguez et al. | Delayed gamma-ray spectroscopy inverse Monte Carlo analysis method for nuclear safeguards nondestructive assay applications | |
| Klein et al. | Neutron resonance transmission analysis (NRTA) for nuclear fuel characterization using a portable dt neutron generator | |
| JP2006138795A (ja) | 中性子検出器感度校正方法および燃料収納体系の未臨界度評価方法 | |
| Lee et al. | Developing Delayed Gamma-ray Spectroscopy for reprocessing plant nuclear safeguards: neutron detection system development | |
| Lee et al. | Neutron tomographic fissile assay in spent fuel using the lead slowing down time spectrometer | |
| Pentaleri et al. | Complete characterization of containerized waste using a PFNA-based inspection system | |
| CZ2009886A3 (cs) | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva | |
| Rossi et al. | System development and challenges for delayed gamma-ray nondestructive assay in safeguard verification of nuclear material | |
| Tsuchiya et al. | Development of an active neutron NDA system for nuclear nonproliferation and nuclear security | |
| Gao et al. | Design of a compact detector for nuclear-fuel-rod enrichment detection |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20150828 |