DE2926051A1

DE2926051A1 - Verfahren zum bestimmen des spaltstoffgehaltes von kernbrennstoff und insbesondere des u-235-gehalts von uranbrennstoff in einem brennstoffelement

Info

Publication number: DE2926051A1
Application number: DE19792926051
Authority: DE
Inventors: Satya Prakash Arya; Leonard Nathan Grossman; Jun Frederick Carl Schoenig
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1978-08-07
Filing date: 1979-06-28
Publication date: 1980-02-14
Also published as: SE7906612L; ES8103444A1; IT1122423B; GB2033077A; SE450308B; US4229654A; IT7924916A0; FR2462764B1; JPS6058427B2; GB2033077B; ES483161A0; BE878096A; JPS5537992A; FR2462764A1; DE2926051C2

Description

Verfahren zum Bestimmen des Spaltstoffgehalts von Kernbrennstoff und insbesondere des U-235-Gehalts von Uranbrennstoff in einem Brennstoffelement

Die Erfindung betrifft die Bestimmung des Gehalts an spaltbarem Brennstoff (in der Beschreibung und in den Ansprüchen abgekürzt als Spaltstoff bezeichnet) im Brennstoff für Kernreaktoren. Solche Kernreaktoren sind beispielsweise in "Nuclear Power Engineering", M. M. El-Wakil, McGraw-Hill Book Company, Inc., 1962, beschrieben.

Kernreaktoren werden üblicherweise periodisch mit einem Überschuß an Brennstoff neu beschickt, der ausreicht, um den Betrieb in einem ganzen Betriebszyklus aufrechtzuerhalten.

Dieser Brennstoffüberschuß führt zu einem Überschuß an Reaktivität, der ein Steuersystem von ausreichender Wirksamkeit erfordert, um den effektiven Multiplikationsfaktor während des Reaktorbetriebes auf dem Wert 1 zu halten. Das Steuersystem enthält gewöhnlich neutronenabsorbierende Materialien oder Reaktorgifte, die zum Steuern der Neutronenbesetzung durch spal-

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tungsfreies Absorbieren oder Einfangen von Neutronen dienen. Typischerweise umfaßt das Steuersystem eine mechanische Steuerung in Form von mehreren wahlweise betätigbaren, Reaktorgift enthaltenden Steuerstäben od.dgl., die nach Bedarf in den Reaktorkern eingeführt und aus ihm herausgezogen werden können.

Zu den Kernbrennstoffen gehören Uran und/oder Plutonium in geeigneter Form. Beispielsweise enthält der üblicherweise für wassergekühlte und -moderierte Leistungsreaktoren verwendete Brennstoff Urandioxid (UO„), in welchem etwa 0,7 bis 5,0% spaltbares U-235 ist, gemischt mit brütbarem U-238. Dieser Kernbrennstoff hat typischerweise die Form von Sintertabletten, die zusammen mit einem sie enthaltenden langgestreckten Hüllrohr ein Brennstoffelement oder einen Brennstoffstab bilden, wie er beispielsweise in der US-PS 3 378 458 beschrieben ist. Diese Brennstoffelemente werden in Gruppen angeordnet und in gesondert austauschbaren Brennelementen im Kern des Reaktors gehaltert. Ein typisches Brennelement ist beispielsweise in der US-PS 3 689 358 beschrieben.

Zum Verringern von örtlichen Leistungsspitzen und zum Erzielen einer gewünschten Leistungsverteilung ist es bekannt, die Brennstoffanreicherung radial von Brennstoffelement zu Brennstoffelement innerhalb des Brennelements und axial über die Länge der Brennstoffelemente zu verändern. Das bedeutet, daß der Spaltstoffgehalt eines Brennstoffelements von Zone zu Zone auf seiner Länge verändert werden kann.

Es ist außerdem bekannt, in dem Brennstoffkern ein abbrennbares Reaktorgift, wie beispielsweise Gadolinium, vorzusehen, das zwar ein starker Neutronenabsorber ist, durch Neutronenabsorption jedoch in ein Isotop mit niedrigem Steuerwert (d.h. geringem Neutronenabsorptionsvermögen) umgewandelt wird. Diese Verwendung von abbrennbaren Reaktorgiften verringert den Umfang an erforderlicher mechanischer Steuerung und durch geeignete Anordnung des abbrennbaren Reaktorgiftes können dadurch Ver-

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besserungen in der Leistungsverteilung erzielt werden.

Solche abbrennbaren Reaktorgifte werden häufig in den Brennstoffelementen in einem Gemisch mit ausgewählten Anteilen des Kernbrennstoffes vorgesehen. Der Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift eines Brennstoffelements kann - wie in dem Fall des Spaltstoffgehalts - von Zone zu Zone über dessen Länge verändert werden. Eine Zonenanordnung von abbrennbarem Reaktorgift ist beispielsweise in der US-PS 3 799 839 beschrieben.

Zur Qualitätskontrolle und zu Identifizierungszwecken ist es erwünscht, während der Kernbrennstoffhandhabung und während der Brennstoffelement- und der Brennelementherstellungsprozesse schnelle, zerstörungsfreie Methoden zum genauen Bestimmen der Menge, der Anreicherung und des Ortes des Spaltstoffes über der Länge eines Brennstoffelements zur Verfügung zu haben.

Eine ältere Methode für die zerstörungsfreie Bestimmung der relativen Spaltstoffkonzentration oder Anreicherung von Brennmaterial kann als "passive Abtastung" bezeichnet werden. Diese Methode basiert auf der quantitativen Erfassung von Gammastrahlen mit charakteristischer Energie, die während des natürlichen radioaktiven Zerfalls eines Spaltstoffes, wie U-235, emittiert werden. Eine solche Methode beschreiben G. H. Morrison u.a. in dem Aufsatz "Determination of Uranium-235 by Gamma Scintillation Spectrometry" in Analytical Chemistry, Band 29, Nr. 12, Dezember 1957, S. 1770 und 1771.

Eine Weiterentwicklung dieser passiven Abtastmethode zur Anreicherungsmessung beinhaltete eine Korrektur der U-235-Angabe, die auf der Erfassung von durch Tochterprodukte des U-238 emittierten Gammastrahlen beruhte. Diese Methode und Systeme, bei welchen diese Korrektur angewandt wird, sind beispielsweise in dem Aufsatz "Enrichment Tester for 0.15 to 3.0 Weight Per Cent U-235 Uranium Fuel" von C. N. Jackson, Jr., in Materials Evaluation, August 1966, S. 431-435,sowie in der

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Al-

US-PS 3 389 254 beschrieben.

Da ü-235 eine relativ lange Halbwertszeit hat, ist die Geschwindigkeit seines spontanen Zerfalls und infolgedessen die Gammastrahlenemission gering. Aus diesem Grund und wegen der statistischen Natur der Gammastrahlenemission sind die Abtastzeiten, die für eine genaue U-235-Bestimmung durch die passive Abtastmethode benötigt werden, für die Anwendung bei der Brennstoffproduktion, insbesondere für Brennmaterial mit niedriger Anreicherung unerwünscht lang. Es hat sich beispielsweise gezeigt, daß Brennstoffelemente mit einer Länge in der Größenordnung von 4,5 m, die Brennstoff mit zwei- bis dreiprozentiger Anreicherung enthielten, eine Abtastzeit in der Größenordnung von 40 min erforderten, wobei ein einziger Gammastrahlendetektor zum Erzielen einer geeigneten Genauigkeit bei der Anreicherungsmessung benutzt wurde.

Der Durchsatz kann erhöht werden (d.h. die Abtastzeit für Brennstoffelemente kann verringert werden), indem mehrere Gammastrahlendetektoren benutzt werden, die in Reihe neben dem Brennstoffelement angeordnet sind, das abgetastet wird. Die Gammastrahlenzählwerte aus den Detektoren, die jedem lokalen Segment des Brennstoffelements zugeschrieben werden können, werden akkumuliert und summiert, wodurch die Abtastzeit, die für eine bestimmte Genauigkeit benötigt wird, im Verhältnis zu der Quadratwurzel aus der Anzahl der benutzten Detektoren verringert werden kann. Eine Anordnung aus mehreren Strahlungsdetektoren zum Sortieren von Strahlung aussendendem Material ist aus der US-PS 2 717 693 bekannt.

Ein Verfahren für die gleichzeitige zerstörungefreie Bestimmung der Anreicherung und des Spaltstoffgehalts von Brennmaterial kann als "aktive Abtastung" bezeichnet werden. Bei diesem Verfahren wird das Brennstoffelement an einem schmalen Strahl von Neutronen mit ausgewählter Energie vorbeigeführt und die Gammastrahlung aus aufeinanderfolgenden lokalen Teilen

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des Brennstoffelements, die aus der durch Neutronen hervorgerufenen Spaltung des Spaltstoffes, wie etwa U-235, resultiert, wird erfaßt. Der Strahlungszählwert aus jedem lokalen Teil ist von der Intensität des Neutronenaktivierungsstrahls und von der Konzentration des U-235 in dem lokalen Teil abhängig. Aktive Spaltstoffgehaltanalysatorsysteme sind beispielsweise aus der DE-OS 1 923 983 und aus der US-PS 3 018 374 bekannt.

Aktive Abtastsysteme sind in technischen Kernbrennstoffherstellungsanlagen wegen der Genauigkeit der Bestimmung des Spaltstoffgehalts und der Anreicherung und wegen der dadurch erzielbaren günstigen Abtastgeschwindigkeit in Gebrauch genommen worden. In dem Fall von Brennstoffelementen, die ein abbrennbares Reaktorgift gemischt mit dem Brennmaterial enthalten,, hat sich jedoch das Neutronenaktivierungs- oder aktive Abtastverfahren nicht als effektiv erwiesen. Solche Brennstoffelemente können abbrennbares Reaktorgift, wie Gadolinium, in Mengen in der Größenordnung von 1-10 Gew.% enthalten. Solche Mengen von Gadolinium machen die Brennstofftablette oder den Brennstoffkörper für Neutronen im wesentlichen undurchlässig. Die Aktivierungsneutronen werden nämlich durch das abbrennbare Gift an der Oberfläche des Körpers absorbiert und dringen nicht ausreichend weit ein, um den Spaltstoff ausreichend zu aktivieren. Weiter tendiert die Veränderlichkeit der Konzentration des abbrennbaren Gifts über der Länge des Brennstoff Stabes zum Verdecken der Messung des Spaltstoffgehalts.

Gegenwärtige Qualitätskontrollverfahren für die Bestimmung der Anreicherung und des Spaltstoffgehalts von Gadolinium enthaltendem Brennstoff umfassen die zerstörende Messung von als repräsentativ angenommenen Proben und sind unerwünscht, weil sie keine direkte Messung erlauben und teuer sowie arbeitsintensiv sind.

Es verbleibt daher ein Bedarf an zerstörungsfreien Verfahren und Einrichtungen zum schnellen, genauen und gleichzeitigen Bestimmen des Spaltstoffgehalts, der Anreicherung und der Lage

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von Brennmaterial/ das auch Mengen abbrennbaren Reaktorgiftes enthalten kann.

Bei dem Verfahren und der Vorrichtung nach der Erfindung wird ein Brennstoffelement abgetastet, indem es an einem oder mehreren Detektoren vorbeibewegt wird, die auf die Gammastrahlen ansprechen, welche von dem Brennmaterial aufgrund des natürlichen radioaktiven Zerfalls emittiert werden. Impulse aus den Detektoren, die Größen haben, welche zu der Energie der Gammastrahlen proportional sind, werden an Impulshöhenanalysatoren angelegt und gemäß vorbestimmten Energiebereichen auf zwei Kanäle aufgeteilt. Die Impulse in jedem Kanal werden gezählt und die Zählwerte werden in Übereinstimmung mit sequentiellen Zonen auf der Länge des Brennstoffelements gespeichert. Ein Kanal enthält den Gammastrahlenzählwert, der hauptsächlich dem Spaltstoff (z.B. U-235) zuschreibbar ist, während der andere Kanal den Zählwert der Gammastrahlen (von anderer Energie) enthält, die hauptsächlich den Tochterprodukten von ü-238 zuschreibbar sind.

Einrichtungen sind vorgesehen zum Bestimmen des Gehalts an abbrennbarem Reaktorgift (z.B. Gadolinium), der Brennmaterialdichte und der Umhüllungsdicke in jeder Zone und die Spaltstoff- und Tochterproduktzählwerte werden entsprechend korrigiert.

Die Spaltstoff(U-235)-Zählwerte werden dann weiter korrigiert, um den Einfluß des korrigierten U-238-Tochterproduktzählwertes zu beseitigen, und aus dem auf diese Weise korrigierten U-235-Zählwert wird dann der U-235-Gewichtsprozentwert in jeder Zone bestimmt.

Aus dem U-235-Gewichtsprozentwert werden der Gewichtsprozentwert an Gadolinium und die Dichte des Brennmaterials in den Zonen bestimmt, während aus den Volumina der Zonen das Gewicht von U-235 in jeder der Zonen bestimmt werden kann.

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Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen näher beschrieben. Es zeigen:

Fig. 1 ein Beispiel eines Brennstoffelements, bei

welchem sich der Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift und die Brennstoffanreicherung über seiner axialen Länge zonenweise ändern,

Fig. 2 eine Anordnung zur Durchführung des Ver

fahrens nach der Erfindung in Form eines Funktionsschemas und

Fig. 3 eine Tabelle von Daten, die beim Testen

eines als Beispiel gewählten Brennstoffelements gemäß der Erfindung erzielt worden sind.

Zur Erläuterung des durch die Erfindung gelösten Problems zeigt Fig. 1 ein Beispiel für ein Brennstoffelement 10, in welchem sich die Brennstoffanreicherung und die Menge an abbrennbarem Reaktorgift von Zone zu Zone über der Länge des Brennstoffelements ändern, in dem dargestellten Beispiel fallen die Änderungen der Anreicherung und des Gehalts an abbrennbarem Reaktorgift zusammen, d.h. sowohl die Anreicherung als auch der Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift sind in jeder gegebenen Zone konstant. Es handelt sich dabei um eine typische Anordnung, nicht aber um ein Erfordernis der Erfindung, denn die Anreicherung könnte innerhalb einer Zone abbrennbaren Reaktorgiftes verändert werden, oder umgekehrt.

Ein Ausführungsbeispiel für den Aufbau einer Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach der Erfindung ist in Form eines Funktionsschemas in Fig. 2 gezeigt, wobei klar ist, daß die Takt-, Steuer-, Speicher- und Rechenfunktionen, die darin gezeigt sind, normalerweise durch ein geeignet programmiertes

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Datenverarbeitungsgerät in bekannter- Weise ausgeführt werden.

Ein abzutastendes Brennstoffelement 10 enthält typischerweise eine Säule von Brennstofftabletten, die in einem Hüllrohr eingeschlossen sind, das aus einer Zirkoniumlegierung besteht und einen Außendurchmesser von etwa 12,7 mm und eine Wanddicke in der Größenordnung von 0,80 mm hat. Die Länge der Brennstoffsäule liegt typischerweise in der Größenordnung von 3,5 m. Das Brennstoffelement 10 wird durch die Abtaststation hindurchbewegt und -geführt, wobei beispielsweise mehrere geeignet angeordnete Nuträder 12 vorgesehen sind, von denen eines oder mehrere durch einen Schrittmotor 14 angetrieben wird, der durch eine geeignete Treiberschaltung 16 gesteuert wird. Die Treiberschaltung 16 empfängt Betätigungssteuersignale C₁ aus einem Haupt-Takt- und Steuersystem 18.

Längs des Weges des Brennstoffelements 10 sind mehrere Brennstoffelementpositionsfühler 20 angeordnet, bei welchen es sich um bekannte gepulste photoelektrische Infrarotfühler handeln kann, wie sie beispielsweise von der Fa. OPCON Inc., Everett, Washington, V.St.A., erhältlich sind. Signale P₁-P aus den Fühlern 20 werden dem Takt- und Steuersystem 18 zur Steuerung der Frequenz des Schrittmotorbetätigungssignals C₁ und damit der Geschwindigkeit, mit der sich das Brennstoffelement durch die Abtaststation bewegt, zugeführt.

Bei einer Betriebsart werden mehrere sequentielle Zonen vorbestimmter Länge des Brennmaterials in dem Brennstoffelement 1Ö aus den Stabpositionsfühlersignalen und aus der vorbestimmten Brennstoffelementgeschwindigkeit bestimmt und identifiziert und ein Zonenidentifizierungsmuster von Signalen wird in dem Takt- und Steuersystem 18 gebildet. Die Längen der Zonen können beliebig gewählt werden. Jede Zone kann beispielsweise mehrere Brennstofftabletten umfassen oder die Länge einer Brennstofftablette haben, wodurch der Spaltstoffgehalt jeder Tablette ermittelt wird, oder jede Zone kann ein Bruchteil der Länge einer Brennstofftablette sein, wenn ein höherer Grad an

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Prüfgenauigkeit des Spaltstoffgehalts erwünscht ist.(Eine andere Art der Zonenbestimmung, die auf der Verteilung von abbrennbarem Reaktorgift in dem Brennstoff beruht, wird weiter unten beschrieben.)

Weiter sind längs des Weges des Brennstoffelements 10 angeordnet: ein Hüllwanddickenfühler 22, ein Brennmaterialdichtefühler 24, ein Fühler 26 für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift und mehrere Gammastrahlendetektoren 42(1) - 42(n).

Der Hüllwanddickenfühler 22 kann von irgendeiner geeigneten Bauart sein, beispielsweise ein Ultraschallwellensystem, das die Wanddicke bestimmt, indem es das Zeitintervall zwischen den Wandreflexionen an den Außen- und Innenflächen der Brennstoff hülle feststellt. (Solche Vorrichtungen sind beispielsweise von der Fa. Sonic Instrument Inc., Trenton, New Jersey, V.St.A., erhältlich.)

Signale aus dem Wanddickenfühler 22 werden vorzugsweise durch einen A/D - Wandler 30 in digitale Form gebracht (wenn sie nicht bereits in dieser Form vorliegen) und Zone für Zone zum späteren Gebrauch in einer Speichereinheit 32 gespeichert, wobei die Zonenidentifizierungsinformation von dem Steuersystem 18 über eine Verbindung C„ geliefert wird.(Die Verbindungen C^-C sind zwar jeweils als Einzelverbindung dargestellt, es ist jedoch klar, daß diese Verbindungen zwischen dem Steuersystem 18 und den anderen Elementen des Systems die in jedem Fall erforderliche Anzahl von Takt-, Steuer- und Informationssignalwegen bereitstellen.)

Vorzugsweise werden Wanddickenablesungen dem Fühler 22 unter der Steuerung von periodischen Taktsignalen aus der Steuerschaltung 18 entnommen (beispielsweise in Abständen von 5 mm über der Brennstoffelementlänge) und die Speichereinheit 32 enthält Einrichtungen zum Verarbeiten dieser Wanddickensignale, um die mittlere Wanddicke längs jeder Zone zu bestimmen, wodurch Signale, die die mittlere Wanddicke in jeder Zone dar-

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stellen, zum späteren Gebrauch gespeichert werden.

Der Brennmaterialdichtefühler 24 kann eine bekannte Gammastrahlendensitometeranordnung sein, die eine geeignete Gamma— strahlungsquelle und einen auf entgegengesetzten Seiten des Brennstoffelements angeordneten Gammastrahlendetektor aufweist. Der Gammastrahl wird bei seinem Durchgang durch das Brennstoffelement im Verhältnis zu der Brennmaterialdichte gedämpft und daher steht das Ausgangssignal des Gammastrahlendetektors in monotoner Beziehung zu der Brennmaterialdichte.

Signale aus dem Dichtefühler 24 werden vorzugsweise durch einen A/D-Wandler 34 in digitale Form gebracht und Zone für Zone zum späteren Gebrauch in einer Speichereinheit 36 gespeichert, wobei die Zonenidentifizierungsinformation von dem Steuersystem 18 über eine Verbindung C_ geliefert wird.

Vorzugsweise werden die Brennmaterialdichteablesungen dem Fühler 24 unter der Steuerung von periodischen Taktsignalen aus der Steuerschaltung 18 entnommen (beispielsweise in Abständen von 5 mm längs des Brennstoffelements) und die Speichereinheit 36 enthält eine Signalmittlungseinrichtung, wodurch Signale, die die mittlere Dichte des Brennmaterials in jeder Zone darstellen, zum späteren Gebrauch gespeichert werden.

Der Fühler 26 für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift kann ein magnetischer Fühler sein, bei welchem die Mengen und die Verteilung eines paramagnetischen abbrennbaren Reaktorgiftes, wie Gadolinium, aus den Änderungen in der paramagnetischen Suszeptibilität ermittelt werden, wenn das Brennstoffelement durch ein Magnetfeld geleitet wird.

Signale aus dem Fühler 26 für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift werden vorzugsweise durch einen A/D-Wandler 38 in digitale Form gebracht und der mittlere Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift in jeder Zone wird durch eine geeignete Speicher-

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einheit 40 bestimmt und zum späteren Gebrauch gespeichert.

Gammastrahlendetektoren zum Erfassen der Gammastrahlen, die von dem Brennmaterial aufgrund des natürlichen radioaktiven Zerfalls emittiert werden, sind in Fig. 2 als Fühler 42(1)-42(n) dargestellt. Die Gammastrahlenfühler 42(1)-42(n) sind vorzugsweise Szintillationsfühler und bestehen beispielsweise aus Platten aus Szintillatormaterial, wie Natriumjodid, mit einer Dicke in der Größenordnung von 1,3 cm und einem Außendurchmesser in der Größenordnung von 4 cm, die mit einem mittigen Loch zum Hindurchführen des Brennstoffelements 10 versehen sind. Die Szintillatorplatten sind mit Photoelektronenvervielfacherröhren verbunden, die die Szintillationen erfassen und in elektrische Impulse umwandeln. Die Detektoren können Festkörperdetektoren, beispielsweise mit Lithium versetztem Germanium oder mit eigenleitendem Germanium, sein. Die Detektoren 42(1)-42(n) enthalten außerdem die erforderlichen Vorverstärker und Impulsformer. Solche Detektoren und verschiedene andere Aspekte der Strahlungserfassung und -messung sind beispielsweise in "Nuclear Radiation Detection" von W. J. Price, McGraw Hill Book Company, 1964, beschrieben .

Die Signale aus jedem der Detektoren 42(1)-42(n) werden parallel an zwei Einkanalanalysatoren 44 und 44' angelegt, die dem Zweck dienen, die Impulse aus den Detektoren in zwei Gruppen zu trennen, nämlich die aus den Gammastrahlen resultierenden Impulse, deren Energie einer charakteristischen Energiespitze des Spaltstoffes entspricht, und die Impulse, die aus Gammastrahlen resultieren, deren Energie größer als diese charakteristische Energiespitze ist.

Die Analysatoren 44 und 44' sind daher im wesentlichen Verstärkerschaltungen mit oberen und unteren EingangsSchwellenwerten, wodurch das Ansprechen der Schaltung auf den vorbestimmten Amplitudenbereich oder das "Fenster", das durch die Schwellenwerteinstellungen festgelegt ist, begrenzt wird. Sol-

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./lg.

ehe Analysatoren sind bekannt, sind· beispielsweise in der US-PS 3 114 835 beschrieben und werden beispielsweise von der Fa. Tennelec Instrument Company, Inc., Oak Ridge, Tennessee, V.St.A., als Analysator-Modell TC 214 vertrieben.

Gemäß der Erfindung, bei der der Spaltstoff ü-235 ist, werden die Analysatoren 44 so eingestellt, daß sie auf Detektorimpulse ansprechen, welche von Gammastrahlen herrühren, die eine Energie in dem Bereich von etwa 155-220 keV haben und somit die charakteristische 184 keV-Spitze von ü-235 umfassen. Die Analysatoren 44' werden so eingestellt, daß sie auf Detektorimpulse ansprechen, welche von Ganmastrahlen herrühren, die eine Energie in dem Bereich von etwa 245-1190 keV aufgrund der radioaktiven Tochterprodukte von U-238 haben, wodurch ein U-238-Tochterproduktkorrekturzählwert gebildet werden kann.

Ausgangsimpulssignale der Analysatoren 44 und 44' werden Impulszählern 46 bzw. 46' zugeführt, in denen die Zählwerte der Impulse akkumuliert werden. Unter der Steuerung von Taktimpulsen über Verbindungen C₅ aus der Steuerschaltung 18 werden die Zählwerte in den Zählern 46 und 46' periodisch (z.B. alle 300 ms) Akkumulier- und Speichereinheiten 48 bzw. 48' zugeführt und die Zähler 46 und 46' werden rückgesetzt.

Die Akkumulier- und Speichereinheiten 48 und 48' empfangen eine Zonenidentifizierungsinformation über Verbindungen C, aus der Steuerschaltung 18, wodurch die U-235-Zählwerte aus dem Zähler 46 in der Einheit 48 empfangen und Zone für Zone gespeichert werden, während die ü-238-Tochterproduktzählwerte in der Einheit 48' empfangen und Zone für Zone gespeichert werden. Da die seriell angeordneten mehreren Detektoren 42(1)-42(n) jeweils jede der Brennmaterialzonen nacheinander abtasten, werden die U-235- und die U-238- Tochterproduktzählwerte aus jedem der Detektoren für jede der Zonen in den Akkumulier- und Speichereinheiten 48 und 48' akkumuliert. Am Ende der Abtastung des Brennstoffelements 10 werden die Ein-

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heiten 48 und 48' somit die U-235-Zählwerte und die U-238-Tochterproduktzählwerte für jede der Zonen aus jedem der Detektoren 42(1)-42(n) akkumuliert haben.

Die Verwendung von mehreren Detektoren und das Akkumulieren der Zählwerte aus denselben zum Verringern der Abtastzeit ist, wie oben bereits erwähnt, in der US-PS 2 717 693 beschrieben.

Nach Beendigung der Abtastung des Brennstoffelements 10 durch die Detektoren 42(1)-42(n) und Akkumulieren und Speichern der U-235-Zählwerte und der U-238-Tochterproduktzählwerte in den Einheiten 48 und 48' wird eine Reihe von Korrekturen durchgeführt, nämlich die Korrektur der U-235-Zählwerte und der U-238-Tochterproduktzählwerte für die Hüllwanddicke, die Brennmaterialdichte und den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift, sowie eine weitere Korrektur des U-235-Zählwertes mit dem korrigierten U-238-Tochterproduktzählwert. Diese Korrekturfunktionen können durch bekannte Datenverarbeitungseinrichtungen ausgeführt werden, die in Fig. 2 als Funktionsschaltungen 50, 50', 52, 52', 54, 54' und 56 dargestellt sind. Verbindungen C₇-C₁₀ mit der Takt- und Steuerschaltung 18 führen den Funktionsschaltungen geeignete Steuersignale zu.

Bei den Korrekturen der U-235-Zählwerte und der U-238-Tochterproduktzählwerte für die Wanddicke, die Dichte und den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift werden vorzugsweise Werte benutzt, die zu der Abweichung dieser Größen von ihren Bemessungswerten proportional sind, welche in Fig. 2 als Eingangssignale dw, dd und dp der Funktionsschaltungen 50 und 50', 52 und 52' bzw. 54 und 54' dargestellt sind.Die Abweichungssignale dw, dd und dp werden folgendermaßen erzeugt: die Bemessungswerte der Hüllwanddicke, der Dichte des Brennmaterials und des Gehalts an abbrennbarem Reaktorgift jeder Zone werden in eine Speichereinheit 58 eingegeben und gespeichert. Wenn die gespeicherten gemessenen Werte der wandle 3 9 Q 0 f / Q 8 9 Q

dicke, der Dichte und des Gehalts.an abbrennbarem Reaktorgift aus den Speichereinheiten 32, 36 und 40 abgerufen werden, werden sie zusammen mit den entsprechenden Bemessungswerten aus der Speichereinheit 58 Vergleichsschaltungen, wie beispielsweise Differentialverstärker 60, 62 bzv/„ 64 zugeführt, wodurch die Abweichungssignale dw, dd und dp erzeugt werden.

Der Prozeß des Korrigierens der U-235-Zählwerte und der U-238-Tochterproduktzählwerte geht folgendermaßen vor sich: die U-235-Zählwerte und die U-238-Tochterproduktzählwerte werden aus den Speichereinheiten zonenweise und parallel abgerufen, wobei der unkorrigierte U-235-Zählwert als Zählsignai Ar und der unkorrigierte U-238-Tochterproduktzählwert als Zählsignal Br bezeichnet wird.

Das Zählsignal Ar und das Signal dw v/erden an die Funktionsschaltung 50 angelegt, die ein Ausgangszählsignal Aw gemäß folgender Beziehung liefert:

Ar
(1) Aw = wobei

K-dw
e 1

Aw der für die Hüllwanddicke korrigierte U-235-Zählwert,

Ar der unkorrigierte U-235-Zählwert, e die Basis des Systems der natürlichen Logarithmen,

dw die Abweichung der Wanddicke von dem Bemessungswert und
K₁ eine Wanddickenkorrekturkonstante ist.

(Es sei angemerkt, daß die Konstanten IC-K-. im folgenden noch ausführlicher definiert _werdan<.)

Das Zählsignal Br and das Signal äw werden an die Punktionsschaltung 50' angelegt _B die ein AusgsncrssähXsignal Bw gemäß

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folgender Beziehung liefert:

Br (2) Bw = wobei

K.dw e 4

Bw der für die Hüllwanddicke korrigierte ü-238-Tochterproduktzählwert,

Br der unkorrigierte ü-238-Tochterproduktzählwert und

K. eine Wanddickenkorrekturkonstante ist.

Der Zählwert Aw und das Signal dd werden an die Funktionsschaltung 52 angelegt, die ein Ausgangszählsignal Awd gemäß folgender Beziehung liefert:

Aw

(3) Awd = wobei

1+K₂dd

Awd der für die Hüllwanddicke und die Brennmaterialdichte korrigierte U-235-Zählwert,

dd die Abweichung der Brennmaterialdichte von dem Bemessungswert und

K₉ eine Dichtekorrekturkonstante ist.

Der Zählwert Bw und das Signal dd werden der Funktionsschaltung 52' zugeführt, die ein Ausgangszählsignal Bwd gemäß folgender Beziehung liefert:

Bw (4) Bwd = wobei

1+K-dd 5

Bwd der für die Hüllwanddicke und die Brennmaterialdichte korrigierte ü-238-Tochterproduktzählwert und

K,- eine Dichtekorrekturkonstante ist.

Der Zählwert Awd und das Signal dp werden an eine Funk-ions-

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schaltung 54 angelegt, die ein Ausgangsζählsignal Awdp gemäß folgender Beziehung liefert:

Awd

(5) Awdp = wobei

1+K₃dp

Awdp der für die Hüllwanddicke, die Brennmaterxaldichte und den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift korrigierte U-235-Zählwert,

dp die Abweichung des Gehalts an abbrennbarem Reaktorgift von dem Bemessungswert und

K₃ eine Korrekturkonstante für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift ist.

Der Zählwert Bwd und das Signal dp werden an die Funktionsschaltung 54' angelegt, die ein Ausgangszählsignal Bwdp gemäß folgender Beziehung liefert:

Bwd

(6) Bwdp = wobei

1+K-dp

Bwdp der für die Hüllwanddicke, die Brennmaterxaldichte und den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift korrigierte U-238-Tochterproduktzählwert und

K, eine Korrekturkonstante für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift ist.

Die Zählwerte Awdp und Bwdp werden der Funktionsschaltung 56 zugeführt, die ein Ausgangszählsignal Ac gemäß folgender Beziehung liefert:

(7) Ac = Awdp - K_?Bwdp wobei

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Ac der endgültig korrigierte U-235-Gammastrahlenzählwert und

K_ eine U-238-Tochterproduktzählwertkorrekturkonstante ist.

Zwei weitere Funktionsschaltungen sind vorgesehen. Eine Funktionsschaltung 66 wandelt den endgültig korrigierten ü-235-Zählwert Ac in ein Signal Ae um, das die U-235-Anreicherung (z.B. in Gewichtsprozent U-235) in jeder Zone angibt, während eine Funktionsschaltung 68 das Gewicht von U-235 Zone für Zone ermittelt.

Die Funktionsschaltung 66 empfängt daher das korrigierte U-235-Zählsignal Ac (und Zonenpositions- und Steuersignale über die Verbindung C₁..) und liefert ein Aus gangs signal Ae gemäß folgender Beziehung:

(8) Ae K₀Ac +K_Q wobei

Ae die mittlere Anreicherung in der

Zone in Gewichtsprozent ist und K_fi und Kq Anreicherungseichkonstanten

sind.

Das Anreicherungssignal Ae kann als nutzbares Ausgangssignal dem System entnommen werden.

Das Gewicht von U-235 in jeder Zone wird aus den Gewichtsprozenten von U-235 und abbrennbarem Reaktorgift in der Zone und aus der Dichte und dem Volumen jeder Zone bestimmt. In dem üblichen Produktionsfall wird der Durchmesser der Brennstofftabletten sorgfältig kontrolliert und kann deshalb als konstant angenommen werden.

Die Funktionsschaltung 68 empfängt daher das U-235-Anreicherungssignal Ae und die Signale dm, Pw und Lz aus den Speichereinheiten 36 und 40 bzw. aus der Steuerschaltung 18 und

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.-is- ■' ■

liefert das Ausgangssignal Awt geniäß folgender Beziehung?

(9) Awt = K₁₀ Ae dm Lz (1 -0,01 Pw) (10,95 - 0,034 Pw) + K₁₁

wobei:

Äwt das Gewicht von U-235 in der Zone, dm die gemessene Dichte des Brennmaterials in der Zone in Prozent der theoretischen Dichte, Lz die gemessene Länge der Zone, Pw der gemessene Gewichtsprozentwert von abbrennbarem Reaktorgift in der Zone,

K₁₀ eine Umrechnungskonstante ist, ■ K₁₁ eine Konstante,die einen systematischen Fehler bei den Messungen im Vergleich zu bestätigten Standardwerten berücksichtigt, das Glied 0,01 ein Faktor zur Umrechnung von Gewichtsprozent in Gewichtsbruchteile ist,

das Glied 10,95 die theoretische Dichte von U0~-Brennstofftabletten in

g/cm ohne abbrennbares Reaktorgift und

das Glied 0,34 die Änderung in der Tablettendichte aufgrund des Zusatzes von einem Prozent Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift darstellt.

Wenn die Zonenlängen so gewählt werden, daß sie gleich sind, dann ist das Zonenlängensignal Lz eine Konstante. Für einige Verwendungszwecke ist es jedoch vorzuziehen, veränderliche Zonenlängen zu benutzen, wie beispielsweise bei den Brennstoff elementanordnungen der in Fig. 1 gezeigten Art. In diesem Beispiel sind die Bemessungswerte der Brennstoffanreicherung und des Gehalts-an abbrennbarem- Reaktorgift in jeder Zo-

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-ββ-

ne abbrennbaren Reaktorgiftes gleichförmig, aber sowohl die Brennstoffanreicherung als auch der Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift ändern sich von Zone zu Zone. In einem solchen Fall können die veränderlichen Zonenlängen des abbrennbaren Reaktorgifts unter Verwendung des Fühlers 26 für abbrennbares Reaktorgift und der Takt- und Steuerschaltung 18 ermittelt und als die Zonenlängen Lz bei dem in Fig. 2 gezeigten Spaltstoffgehaltbestimmungsverfahren nach der Erfindung benutzt werden. In diesem Fall werden die Zonenlängen aus den Änderungen in dem Abbrennbares-Reaktorgift-Signal an den Grenzflächen zwischen den Zonen ermittelt. Das heißt, das Signal bp aus dem Fühler 26 für abbrennbares Reaktorgift wird an die Takt- und Steuerschaltung 18 angelegt und die Änderungen in dem Wert des Signals bp werden darin (zusammen mit den Brennstoffelementpositionssignalen P₁-P) zum Bilden der Zonenidentifizierungs- und Zonenlängensignale Lz benutzt.

Die in den obigen Gleichungen (1)-(9) angegebenen Konstanten K."Κ.... sind im einzelnen folgendermaßen definiert:

K.. stellt den Koeffizienten der exponentiellen Abhängigkeit der beobachteten U-235-Zählwerte von der Hüllwanddicke dar. K₁ kann ermittelt werden, indem U-235-Gammastrahlenzählwerte langer Dauer an gealtertem Brennstoff in zwei Brennstoffelementen mit unterschiedlicher bekannter Hüllwanddicke bestimmt werden, die die Zählwerte in der Gleichung (1) ersetzen, welche für K- gelöst wird.

K„ ist eine U-235-Zählwert-Dichtekorrekturkonstante und stellt die Teiländerung von korrigierten U-235-Zählwerten für eine einprozentige Dichteänderung dar. K_? wird bestimmt, indem der Gammastrahlenzählwert von gealtertem Brennstoff mit gegebenem Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift ermittelt wird, aber von zwei unterschiedlichen und bekannten Dichten in Brennstoffelementen mit gegebener Hüllwanddicke, und für die Zählwerte in der Gleichung (3) eingesetzt wird, welche für K₂ gelöst wird.

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K₃ ist eine U-235-Zählwert-Reaktor.gift-Korrekturkonstante, die die Teiländerung der korrigierten U-235-Zählwerte für eine einprozentige Änderung im Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift darstellt. K_ wird bestimmt, indem der Gammstrahlenzählwert von zwei Elementen mit bestimmter Hüllwanddicke, die gealterten Brennstoff mit gegebener Dichte aber mit verschiedenem bekanntem Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift enthalten, bestimmt wird und für die Zählwerte in der Gleichung (5) eingesetzt wird, die für K₃ gelöst wird.

K₄ stellt den Koeffizienten der exponentiellen Abhängigkeit beobachteter U-238-Zählwerte von der Hüllwanddicke dar. K. wird bestimmt, indem U-238-Gammastrahlenzählwerte langer Dauer von gealtertem Brennstoff in zwei Elementen mit unterschiedlicher bekannter Hüllwanddicke ermittelt werden und für die Zählwerte in der Gleichung (2) eingesetzt werden, die für K₄ gelöst wird.

Kr ist eine U-238-Zählwert-Dichtekorrekturkonstante und stellt die Teiländerung von korrigierten U-238-Zählwerten für eine einprozentige Änderung der Dichte dar. K- wird bestimmt, indem der Gammastrahlenzählwert von gealtertem Brennstoff mit gegebenem Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift aber mit zwei unterschiedlichen und bekannten Dichten in Brennstoffelementen mit gegebener Hüllwanddicke bestimmt und für die Zählwerte in der Gleichung (4) eingesetzt wird, die für K₅ gelöst wird.

Kg ist eine U-238-Zählwert-Reaktorgift-Korrekturkonstante, die die Teiländerung der korrigierten U-238-Zählwerte für eine einprozentige Änderung im Gehalt an brennbarem Reaktorgift darstellt. K, wird bestimmt, indem der Gammastrahlenzählwert von zwei Elementen mit gegebener Hüllwanddicke, die gealterten Brennstoff mit gegebener Dichte enthalten aber einen unterschiedlichen bekannten Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift haben, ermittelt und für die Zählwerte in Gleichung (6) eingesetzt wird, die für K_g gelöst wird.

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2923051

K_ ist die ü-238-Tochterproduktzäh.lwertkorrekturkonstante. Sie stellt den Bruchteil der korrigierten ü-238-Zählwerte dar, der von den korrigierten U-235-Zählwerten subtrahiert werden muß, um die Netto zäh !werte Ac zu erhalten, die nur von dem U-23 5-Zerfall herrühren. K_ kann bestimmt werden, indem die korrigierten U-235- und U-238-Zählwerte Awdp und Bwdp (aus den Gleichungen (5) und (6)) für Brennstoffzonen mit bekannter und gleicher Anreicherung, aber mit zwei verschiedenen Altern, gemessen werden. (Alter bezieht sich auf die verstrichene Zeit seit der letzten chemischen Verarbeitung des Urans, bei welcher die Th- und Pu-Tochterprodukte von U-238 aus dem Material abgeschieden werden).

Dann gilt:

Awdp(2) - Awdpd)

^K7

Bwdp (2) - Bwdpd)

Kg und Kg sind Anrexcherungseichkonstanten, die bestimmt werden, indem die Gammastrahlenzählwertevon Brennstoffelementzonen ermittelt werden, welche dieselbe gegebene Brennmaterialdichte, Hüllwanddicke und denselben gegebenen Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift, aber unterschiedliche bekannte Anreicherungen haben. Die sich ergebenden Zählwerte werden mit iterativ ausgewählten Werten von K_g und K_ in die Gleichung (8) eingesetzt, bis die Differenz zwischen der gemessenen mittleren Anreicherung Ae und der bekannten mittleren Anreicherung minimiert ist.

Κ.. ₀ ist eine Umrechnungskonstante, die die Maßeinheiten in Gramm umwandelt. Sie wird ermittelt, indem Eichstandardelemente gemessen werden, bei welchen U-235-Gewicht, Dichte, Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift, Anreicherung und Länge bekannt sind.

K-^ ist eine Kernmaterialienhandhabungskonstante. Sie wird bestimmt, indem die gemessenen U-235-Gewichtswerte von Standardelementen mit bekannten Werten verglichen werden. Dieser Ver-

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gleich wird über eine relativ lange Zeitspanne (z.B. eine Woche) ausgeführt und der Zweck dieser Konstante besteht darin, jeglichen langfristigen systematischen Fehler in der Messung des U-235-Gewichts zu minimieren.

In einem Anwendungsbeispiel des Verfahrens nach der Erfindung war das Brennstoffelement mit einem Zirkoniumlegierungsrohr umhüllt, das einen Außendurchmesser von etwa 1,3 cm und eine Wanddicke von etwa 0,8 mm hatte und eine Säule von Brennstoff tabletten mit einer Länge von etwa 3,5 m enthielt. Der Brennstoff war in dem Brennstoffelement in sieben Zonen mit unterschiedlicher Länge, unterschiedlicher Anreicherung und unterschiedlichem Gadoliniumgehalt angeordnet. Das Brennstoff element wurde an den Gammastrahlendetektoren mit einer Geschwindigkeit von 0,46 m/min (1.5 feetAtin.) vorbeibewegt und Ablesungen wurden den Impulszählern mit einer Abtastgeschwindigkeit von 3 Proben/s entnommen. Die Ergebnisse einer Abtastung dieses Brennstoffelements sind in Fig. 3 gezeigt. Die Genauigkeit bei der Bestimmung des U-235-Gehalts in dem Brennstoffelement lag in der Größenordnung von plus oder minus 0,4% (einfache Standardabweichung).

Die Erfindung ist zwar unter Bezugnahme auf eine besondere Durchführungsform des Verfahrens und auf ein Äusführungsbeispiel einer Anordnung zur Durchführung des Verfahrens beschrieben worden, im Rahmen der Erfindung sind jedoch Änderungen möglich. Beispielsweise braucht mit der Korrektur und der Verarbeitung der Signale aus den Gammastrahlendetektoren nicht bis zum Abschluß der Abtastung des Brennstoffelements gewartet zu werden. Diese können vielmehr beginnen, sobald der letzte Detektor die Abtastung der ersten Zone beendet hat.

Da das Abfühlen der Hüllwanddicke, der Brennmaterialdichte und des Gehalts an abbrennbarem Reaktorgift mit einer Abtastgeschwindigkeit erfolgen kann, die wesentlich größer als die Gammastrahlenabtastgeschwindigkeit ist (z.B. in der Grö-

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ßenordnung des 2- bis 4-fachen), sollten der Wanddickenfühler 22, der Dichtefühler 24 und der Fühler 26 für den Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift in einer gesonderten Abtaststation angeordnet sein und mehrere Gammaabtaststationen sollten vorgesehen werden, um auf diese Weise den Durchsatz des Systems als Ganzem zu erhöhen.

Da die Genauigkeit der U-235-Bestimmung eine Funktion der Anreicherung und der Abtastgeschwindigkeit ist, kann ins Auge gefaßt werden, die Gammaabtastgeschwindigkeit von Zone zu Zone im Verhältnis zu den Anreicherungen der Zone zu verändern. Das würde nicht nur den Durchsatz erhöhen, sondern würde dieselbe Genauigkeit der U-235-Bestimmung für jede Zone ergeben.

Außerdem können Maßnahmen zum Feststellen von Abweichungstabletten innerhalb einer Zone (d.h. Tabletten mit unkorrekter Anreicherung) ergriffen werden, indem die U-235-Gammastrahlenzählwerte von aufeinanderfolgenden Abtastzeiten verglichen und Änderungen vorbestimmter Größe erfaßt werden.

Die Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach der Erfindung ist zwar in Fig. 2 in Form eines Funktionsblockschemas dargestellt worden, es ist jedoch klar, daß diese Funktionen auf eine Vielzahl von bekannten Wegen, beispielsweise durch geeignet programmierte Datenverarbeitungsgeräte, erreicht werden können.

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Leerseite

Claims

Patentansprüche

(J\j Verfahren zum Bestimmen des Spalt stoff gehalts von Kernbrennstoff in einem Brennstoffelement, das außerdem ein abbrennbares Reaktorgift gemischt mit ausgewählten Anteilen des Brennstoffes enthalten kann und ein langgestrecktes Hüllrohr aufweist, welches das Brennmaterial enthält, gekennzeichnet durch folgende Schritte:

(1) Bestimmen von mehreren sequentiellen Zonen des Brennmaterials in dem Brennstoffelement;

(2) Erfassen der Gammastrahlemission aufgrund des natürlichen radioaktiven Zerfalls des Brennmaterials in jeder der Zonen der Reihe nach;

(3) Analysieren der Gammastrahlsignale aus jeder Zone und Bestimmen eines ersten Gammastrahlzählwertes von Gammastrahlen innerhalb eines vorbestimmten Bereiches von Energien, der hauptsächlich dem Spaltstoff zuschreibbar ist, und Bestimmen eines zweiten Gammastrahlzählwertes von Gammastrahlen mit einer Energie, die größer als der vorbestimmte Bereich von Energien ist;

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(4) Bestimmen der Dicke der jeder Zone benachbarten Umhüllung;

(5) Korrigieren des ersten und des zweiten Gammastrahlzählwertes entsprechend der jeder Zone benachbarten Umhüllungsdicke;

(6) Bestimmen der Dichte des Brennmaterials in jeder Zone;

(7) weiteres Korrigieren des ersten und des zweiten Gammastrahlzählwerts entsprechend der Dichte des Brennmaterials in der Zone;

(8) Bestimmen des Gewichtsprozentwertes von abbrennbarem Reaktorgift in jeder Zone;

(9) weiteres Korrigieren des ersten und des zweiten Gammastrahlzählwerts für jede Zone entsprechend dem Gewichtsprozentwert von abbrennbarem Reaktorgift in der Zone;

(10) weiteres Korrigieren des ersten GammastrahIzählwertes entsprechend dem korrigierten zweiten Gammastrahlzählwert; und

(11) Bestimmen des Gewichtsprozentwertes von Spaltstoff in jeder Zone aus dem so korrigierten ersten Gammastrahlzählwert.
2. Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch folgenden weiteren Schritt:

Bestimmen des Gewichtes des Spaltstoffes in jeder Zone aus dem Gewichtsprozentwert des Spaltstoffes, dem Gewichtsprozentwert des abbrennbaren Reaktorgiftes und der Dichte des Brennmaterials in den Zonen und aus den Volumina des Brennmaterials in den Zonen.

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3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2> dadurch gekennzeichnet, daß die Zonen aus der Verteilung von abbrennbarem Reaktorgift über der Länge des Brennstoffelements bestimmt werden.
4. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Spaltstoff U-235 ist und daß der Kernbrennstoff Uranbrennstoff ist.
5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Gewicht von U-235 in jeder Zone aus dem Gewichtsprozentwert von U-235, dem Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift und der Dichte des Brennmaterials in den Zonen sowie aus den Volumina des Brennmaterials in den Zonen bestimmt wird.
6. Verfahren zum Bestimmen des U-235-Gehalts von Uranbrennstoff in einem Brennstoffelement, das außerdem Gadolinium als ein abbrennbares Reaktorgift gemischt mit ausgewählten Anteilen des Brennstoffes enthalten kann und ein langgestrecktes Hüllrohr aufweist, welches das Brennmaterial enthält, gekennzeichnet durch folgende Schritte:

(1) Bestimmen von mehreren sequentiellen Zonen des Brennmaterials über der Länge des Brennstoffelements;

(2) Erfassen der Gammastrahlemission aufgrund des natürlichen radioaktiven Zerfalls des Brennmaterials in jeder Zone der Reihe nach;

(3) Analysieren der Gammastrahlsignale aus jeder Zone und Bestimmen eines ersten Gammastrahlzählwertes von Gammastrahlen mit einer Energie in dem Bereich von etwa 155 bis etwa 220 keV und Bestimmen eines zweiten Gammastrahlzählwertes von Gammastrahlen mit einer Energie in dem Bereich von etwa 245 bis etwa 1190 keV;

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^- 2326051 .I₁.

(4) Bestimmen der Dicke der Umhüllung in der Zone;

(5) Korrigieren des ersten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung:

Ar

Aw = wobei

e^K1^dw

Aw der für die Hüllwanddicke korrigierte erste Zählwert,

Ar der unkorrigierte erste Zählwert,

e die Basis des Systems der natürlichen Logarithmen,

dw die Abweichung der Wanddicke von dem Bemessungswert und

K₁ eine Wanddickenkorrekturkonstante ist;

(6) Korrigieren des zweiten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung:

Br

Bw = wobei

K.dw
e 4

Bw der für die Hüllwanddicke korrigierte zweite Zählwert ,

Br der unkorrigierte zweite Zählwert und K. eine Wanddickenkorrekturkonstante ist;

(7) Bestimmen der Dichte des Brennmaterials in jeder Zone;

(8) weiteres Korrigieren des ersten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung

Aw , .
_Awd » wöbe!

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Awd der für die Hüllwanddicke und die Brennmaterialdichte korrigierte erste Zählwert,

dd die Abweichung der Brennmaterialdichte von dem Be messungswert und

K„ eine Dichtekorrekturkonstante ist;

(9) weiteres Korrigieren des zweiten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung:

Bw
BWd = ^WObei

Bwd der für die Hüllwanddicke und die Brennmaterialdichte korrigierte zweite Zählwert und

K₁. eine Dichtekorrekturkonstante ist;

(10) Bestimmen des Gadoliniumgehalts in jeder Zone;

(11) weiteres Korrigieren des ersten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung:

Awd

_{Awdp =} wobei

1+K₃dp

Awdp der für die Hüllwanddicke, die Brennmaterialdichte und den Gadoliniumgehalt korrigierte erste Zählwert,

dp die Abweichung des Gadoliniumgehalts von dem Bemessungswert und

K₃ eine Gadoliniumgehaltkorrekturkonstante ist;

(12) weiteres Korrigieren des zweiten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung:

Bwd , ■.

Bwdp = ^Wobei

1+K₆dp

Bwdp der für die Hüllwanddicke, die Brennmaterialdichte und den Gadoliniumgehalt korrigierte zweite Zählwert und

Κ, eine Gadoliniumgehaltkorrekturkonstante ist; und

(13) weiteres Korrigieren des ersten Gammastrahlzählwertes gemäß folgender Beziehung

Ac = Awdp - K_ Bwdp wobei

Ac der endgültig korrigierte Gammastrahlzählwert und

K- eine dem zweiten Gammastrahlzählwert zugeordnete Korrekturkonstante ist.
7. Verfahren nach Anspruch 6, gekennzeichnet durch folgenden weiteren Schritt:

Bestimmen der Anreicherung von ü-235 in jeder Zone gemäß folgender Beziehung:

Ae = KgAc + K₉ wobei

Ae die mittlere Anreicherung in der Zone in Gewichtsprozent ist und

K_ und Κ- Anreicherungseichkonstanten sind.
8. Verfahren nach Anspruch 7, gekennzeichnet durch folgenden weiteren Schritt:

Bestimmen des Gewichts von U-235 in jeder Zone gemäß folgender Beziehung:

Awt = K₁₀ Ae dm Lz (1-0,01 Pw) (10,95 -0,034 Pw)+K

030007/0S90

2326Q51

wobei

Awt das Gewicht von U-235 in der Zone,

dm die gemessene Dichte des Brennmaterials in der Zone in Prozent der theoretischen Dichte,

Lz die Länge der Zone,

Pw der Gewichtsprozentwert von Gadolinium in der Zone,

K₁„ eine Umrechnungskonstante und

K₁₁ eine Konstante ist, die einen systematischen Fehler bei den Messungen im Vergleich zu bekannten Standards berücksichtigt,

das Glied 0,01 ein Faktor zur Umrechnung von Gewichtsprozent in Gewichtsteile ist,

das Glied 10,95 die Dichte von Brennstofftabletten ohne abbrennbares Reaktorgift und

das Glied 0,034 die Änderung in der Tablettendichte aufgrund von einem Prozent Gehalt an abbrennbarem Reaktorgift darstellt.
9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Längen der Zonen aus den Änderungen des Gadoliniumgehalts über der Länge des Brennstoffelements bestimmt werden.

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