DE60219219T2

DE60219219T2 - Verfahren und vorrichtung zum durchführen einer qualitätskontrolle an einem mox-brennstab

Info

Publication number: DE60219219T2
Application number: DE60219219T
Authority: DE
Inventors: Alain Vandergheynst; Francois Eeckhout; Nicole Mostin
Original assignee: Belgonucleaire SA
Current assignee: Belgonucleaire SA
Priority date: 2002-12-24
Filing date: 2002-12-24
Publication date: 2008-01-10
Anticipated expiration: 2022-12-25
Also published as: US20060056566A1; ATE358320T1; WO2004059656A1; EP1576618A1; JP2006512567A; AU2002361919A1; DE60219219D1; EP1576618B1

Description

Diese Erfindung betrifft ein Verfahren für eine umfassende Qualitätskontrolle von Mischoxidbrennstäben (MOX-Brennstäben) und eine Vorrichtung, die zum Ausführen des Verfahrens konstruiert ist.
Hintergrund der Erfindung
Kernbrennstäbe werden in den meisten Leistungsreaktoren (Leichtwasserreaktoren, Schwerwasserreaktoren, Brutreaktoren, ...) als die elementare Einheit benutzt, die den Kernbrennstoff von der Umgebung isoliert. Als solche müssen sie hohe Qualitätsstandards erfüllen und werden dementsprechend kontrolliert, bevor ihre Freigabe zur Montage in einer Brennstoffkassette (manchmal Brennstoffelement oder Brennstoffbündel genannt) erfolgt, wobei es sich um das Endprodukt handelt, das benutzt wird, um den Brennstoff zu transportieren, ihn in den Reaktor zu laden, ihn im Reaktorkern zu halten, ihn aus dem Reaktor zu entladen und ihn schließlich durch Zwischenlagerung bis zur späteren Wiederaufbereitung oder Endlagerung zu entsorgen.
Ein Brennstab 1 (1) besteht typischerweise aus einem Stapel aus Pellets 2 aus einem spaltbaren Material, der in einem Rohr bzw. einer Brennstoffhülle 3 eingeschlossen ist, die an beiden offenen Enden durch einen Endverschluss, einen oberen Endverschluss 4 und einen unteren Endverschluss 5, verschlossen ist. Der Pelletstapel wird für gewöhnlich durch eine Feder 6 an seinem Ort gehalten, die in einem Sammelraum 7 angeordnet und dazu konstruiert ist, den Innendruck des Brennstabes aufzunehmen. Dieser Innendruck resultiert aus der eingangs vorhandenen Gasfüllung der Brennstäbe, aus dem Helium, das in erster Linie durch Alphazerfall des Plutoniums und des während der Verstrahlung gebildeten Curiums produziert wird, und aus den gasförmigen Spaltprodukten. Bei einigen Brennstabkonstruktionen wird am unteren Ende des Brennstabs ebenso wie am oberen Ende ein Sammelraum bereitgestellt. Manchmal wird zwischen der Sammelraumfeder 6 und dem benachbarten Brennstoffpellet 2 ein Isolierpellet 8 bereitgestellt.
Neben der Leckdichte des Brennstabes, die mit dem Schweißen der Endverschlüsse zusammenhängt, sind die markantesten Qualitätsattribute eines jeden Brennstabs:

– der Anreicherungsgrad der einzelnen Pellets am Stapel entlang, der die Nennleistung bestimmt. Er wird üblicherweise durch Abtasten der nativen oder induzierten Gammaemissionen oder der Röntgenfluoreszenz des Brennstabes verifiziert.
– die Abwesenheit von Zwischenräumen zwischen den Pellets, welche hohe lokale Leistungsspitzen verursachen und zu einem Versagen der Brennstoffhülle führen können. Sie lässt sich durch Radiographieren des Brennstabs auf seiner gesamten Länge verifizieren.
– die Länge des Pelletstapels, des Sammelraums und das Vorhandensein der Plenumfeder und anderer struktureller Komponenten (Getter, Al₂O₃-Isolierpellets, UO₂-Blanketpellets, ...). Dies wird üblicherweise durch Radiographieren der Sammelraumregionen der einzelnen Stäbe verifiziert.
– die Gesamtlänge des Brennstabs, die mit einem guten Verhalten der Brennstoffkassette zusammenhängt. Sie wird üblicherweise messtechnisch verifiziert.
– die Kontamination der Außenfläche des Brennstabs mit radioaktivem Material, welche sich auf die interne Strahlenexposition des Personals bei den weiteren Fertigungs- und Transportschritten sowie auf den Radioaktivitätspegel des gesamten Primärkreises des Leistungsreaktors und seines Reinigungssystems auswirkt. Sie wird üblicherweise durch Messen der Alphaaktivität des Brennstabes oder ausgewählter Bereiche des Brennstabes verifiziert. Da Alphastrahlung nur eine sehr kurze Eindringreichweite aufweist, gibt das Messergebnis die Menge von an der Oberfläche vorhandenem Kernbrennstoff korrekt wieder.
– sowie die Beziehungen zwischen einem Brennstab-Identifizierungscode, einem Kennzeichen und/oder einer Nummer, und dem spezifizierten Typ und den spezifizierten Eigenschaften des Brennstoffes. Sie werden verifiziert, indem die Identifizierung des Brennstabs mit den Ergebnissen der vorstehend erwähnten Qualitätsverifizierungen verglichen werden.

Der gebräuchlichste Typ von Kernbrennstoff besteht aus angereichertem Urandioxid, bei dem der natürliche ²³⁵U-Gehalt erhöht worden ist, wobei als Rückstand abgereichertes Uran zurückbleibt, dessen ²³⁵U-Gehalt unter dem ursprünglichen Gehalt liegt. Dieser Anreicherungsvorgang wird an gasförmigem Uranfluorid ausgeführt und liefert daher hochgradig homogenes angereichertes Uran, was typisch für jeden in der Gasphase ablaufenden Vorgang ist. Die Rückwandlung des angereicherten Uranhexafluorids in Urandioxid für die Herstellung von Brennstäben ändert nichts an der guten Anreicherungshomogenität der Charge und des sich ergebenden Brennstoffes. Der einzige Zweck der vorstehend erwähnten Verifizierung der Pelletanreicherung entlang eines Brennstabes besteht daher darin, zu verifizieren, dass sich keine „Ausreißer"-Pellets (d.h. Pellets, die nicht den Spezifikationen des hergestellten Fertigungsloses entsprechen) eingeschlichen haben.
Plutonium, das aus der Wiederaufbereitung von abgebranntem UO₂-Kernbrennstoff zurückgewonnen wird, ist ein energiereicheres Material als ²³⁵U und kann daher vorteilhaft zur Fertigung von Kernbrennstoff genutzt werden. Zu diesem Zwecke wird Plutoniumoxid mit abgereichertem (oder natürlichem) Urandioxid gemischt und bildet einen Mischoxidbrennstoff, üblicherweise als MOX-Brennstoff bezeichnet, aus, der ein funktionales Äquivalent für den Brennstoff aus angereichertem Uran darstellt, den er beim Laden in den Leistungsreaktorkern ersetzt. Das mechanische Mischen von Pulvern zur Bildung von MOX-Brennstoff profitiert nicht von der inhärenten Homogenität des angereicherten Urans (die aus einem Verarbeitungsschritt in Gasphase resultiert). Die an dem Kernstab entlang erfolgende Anreicherungskontrolle muss verifizieren, dass der Plutoniumgehalt jedes einzelnen Pellets innerhalb des spezifizierten Toleranzbereiches liegt, und etwaige Ausreißerpellets im Brennstoffstapel ermitteln.
Außerdem bestehen Plutoniumchargen im Gegensatz zu ²³⁵U, bei dem es sich um ein einziges spaltbares Isotop handelt, im Wesentlichen aus fünf Plutoniumisotopen (²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu) und aus Americium (²⁴¹Am), einem Zerfallsprodukt von ²⁴¹Pu. In dieser Plutoniumcharge sind nur zwei Isotope „spaltbar", nämlich ²³⁹Pu und ²⁴¹Pu; bei den vier anderen handelt es sich im Wesentlichen um Neutronenabsorber. Zur Fertigung einer MOX-Brennstoffnachladung werden mehrere Plutoniumlose benutzt. Diese Lose weisen inhärent unterschiedliche Isotopenzusammensetzungen und Americiumgehalte auf. Der daraus resultierende MOX-Brennstoff muss jedoch Plutonium mit innerhalb spezifizierter Toleranzbereiche einheitlicher Isotopenzusammensetzung und einheitlichem Americiumgehalt enthalten. Dies wird erreicht, indem zum Mischen mit Uranoxid mit Bedacht Aliquoten unterschiedlicher Plutoniumchargenlose genommen werden. Infolgedessen muss die Qualitätskontrolle von MOX-Brennstäben auch verifizieren, dass im Endprodukt tatsächlich die spezifizierte Einheitlichkeit der Plutoniumisotopenzusammensetzung und des Americiumgehalts erreicht wird. Dies stellt eine zusätzliche Aufgabe für die Qualitätskontrollausrüstung dar.
Außerdem gilt MOX-Brennstoff als der effizienteste Weg, um Plutonium zu verarbeiten, das als nicht mehr für militärische Zwecke benötigt deklariert wurde. Die Verstrahlung von MOX-Brennstoff durch waffenfähiges Plutonium beeinträchtigt die Isotopenzusammensetzung des Plutoniums unumkehrbar bis zu einem Grade, der es für die spätere militärische Verwendung unbrauchbar macht. Im Vergleich zu Plutonium für zivile Nutzung besteht waffenfähiges Plutonium im Wesentlichen aus ²³⁹Pu mit einem geringen ²⁴⁰Pu-Gehalt und einem unbedeutenden ²⁴¹Pu-Gehalt. Die Veränderlichkeit der Isotopenzusammensetzung und des Americiumgehalts stellt daher kein Problem dar. Allerdings hat der geringe Gehalt an neutronenabsorbierenden Plutoniumisotopen zur Folge, dass für den Plutoniumgehalt in den einzelnen Pellets reduzierte Toleranzgrenzen spezifiziert werden müssen. Darüber hinaus macht die vernachlässigbare Menge an Americium, dem intensivsten Gammastrahler, den Nachweis von Schwankungen des Plutoniumgehalts von Pellet zu Pellet weniger empfindlich. Das Problem bei der Qualitätskontrolle von MOX-Brennstoff aus waffenfähigem Plutonium ist daher schließlich genauso akut wie für Brennstoff aus Plutonium für zivile Nutzung.
Der höhere Neutronenquerschnitt und die höhere Radiotoxizität von Plutonium im Vergleich zu ²³⁵U bedingen eine niedrigere tolerable Oberflächenkontamination von MOX-Brennstäben im Vergleich zu Brennstäben aus angereichertem Uran. Dem Erhalten zuverlässiger und reproduzierbarer Kontaminationsdaten aus der Qualitätskontrolle ist daher besondere Aufmerksamkeit zu schenken.
Die Buchführung über das nukleare Material und die Schutzüberwachung sind für Plutonium daher wesentlich strikter als für Uran. Die Qualitätskontrolle der Brennstäbe muss daher in einer MOX-Brennstofffertigungsanlage exaktere Daten an das Kernmaterialbuchführungssystem und die Schutzinspektoren liefern als in einer Uranbrennstofffertigungsanlage.
In einer MOX-Brennstoffkassette kommen MOX-Brennstäbe mit drei bis fünf verschiedenen Pu-Gehalten vor, wohingegen in einer äquivalenten Brennstoffkassette aus angereichertem Uran Brennstäbe mit einer geringeren Anzahl unterschiedlicher Urananreicherungen vorkommen. Gleichzeitig sind die Leistungsspitzen, die sich infolge eines Zwischenraums zwischen den Pellets im Pelletstapel, infolge eines fehlerhaften Pellets in einem Brennstab oder infolge eines fehlerhaften Brennstabs an einer gegebenen Position innerhalb einer Brennstoffkassette ergeben, bei MOX-Brennstoff wesentlich schwerwiegender als bei Brennstoff aus angereichertem Uran. Für MOX-Brennstoff ist es deswegen wichtiger als für Uranbrennstoff, sicherzustellen, dass Zwischenräume zwischen den Pellets im Pelletstapel, Ausreißerpellets in einem Brennstab oder Nicht-übereinstimmungen zwischen dem Stab-Identifizierungscode und dem enthaltenen Brennstofftyp ermittelt werden.
Alle Plutoniumisotope und Americium sind Gammastrahler, und zwar in einem solchen Maße, dass die von einem MOX-Brennstab ausgehende Gammastrahlung um Größenordnungen über der von einem gleichwertigen Brennstab aus angereichertem Uran ausgehenden Strahlung liegt. Die Neutronenaktivität, die zum Teil aus spontanen Spaltungen und zum Teil aus (α, n)-Reaktionen mit dem Sauerstoff des Oxids herrührt, ist ebenfalls um viele Größenordnungen höher als bei Brennstäben aus angereichertem Uran. Daher muss der Umgang mit MOX-Brennstäben auf ein Minimum reduziert und ihr Vorhandensein außerhalb abgeschirmter Lagerplätze so kurz wie möglich gehalten werden, um die Strahlenexposition des Personals zu minimieren.
Um die Aufgabenstellung zusammenzufassen: Die Qualitätskontrolle von MOX-Brennstäben erstreckt sich über mehr Attribute und muss exakter sein als bei Uran-Brennstäben, aber die Zeit, die auf die Qualitätskontrolle verwendet wird, muss so kurz wie möglich gehalten werden, um die Exposition des Personals zu minimieren.
Gebiet der Erfindung
Die meisten bestehenden Qualitätskontrollverfahren, die speziell für Brennstäbe entwickelt wurden, die Mischoxide enthalten (darin eingeschlossen nicht nur Uran-Plutonium-Oxide, sondern auch Uran-Gadolinium-Oxide) legen den Schwerpunkt auf die Verifizierung der Einheitlichkeit (oder einer spezifizierten axialen Verteilung) der Anreicherung am Brennstab entlang. Konkrete Vorrichtungen sind im Allgemeinen speziell für die Implementierung eines solchen Qualitätskontrollverfahrens eingerichtet.
Ein Beispiel ist das Verfahren und die Vorrichtung zum passiven Abtasten der Gamma-Strahlung eines Kernbrennstabes, die im US-Patent 4,822,552 beschrieben wird. Der Brennstab wird schrittweise entlang einem linearen Weg vorgeschoben, und seine natürliche Gammastrahlungsemission (die proportional zur Anreicherung ist) wird von mehreren, in regelmäßigen Abständen zueinander angeordneten Detektoren gezählt, deren Signale summiert werden, um die berechnete Anreicherung jedes einzelnen Längensegments entlang des Kernstabes zu erhalten. Der schrittweise Vorschub des Kernstabs durch die Vorrichtung verhindert, dass in dieselbe Vorrichtung die Kontrolle anderer Attribute eingebaut werden kann, die in der Aufgabenstellung, welche in der Schlussfolgerung aus der obenstehenden Beschreibung des Hintergrundes der Erfindung beschrieben wurde, erwähnt wurden.
Ein weiteres Beispiel ist das in der US-Patentschrift 5,108,692 beschriebene System zum nichtdestruktiven Testen von Brennstäben, die Uranoxidpellets mit axial variablen Anreicherungsgehalten enthalten, und/oder von Brennstäben, die Uran-Gadolinium-Oxid-Pellets enthalten. Der Brennstab wird mit gleichbleibender Geschwindigkeit durch einen Testkanal der Reihe nach an einem Magnetometer (das für den Gadolinium-Gehalt empfindlich ist), einem Hintergrund-Gammastrahlendetektor, einem Densitometer (das aus einer Gammaquelle und einem Szintillationsdetektor besteht) und einem aktiven Scanner (der aus einer Neutronenquelle und einem Gammastrahlendetektor besteht) vorbei befördert. Ein Computer ermittelt aus diesen Zählraten den Gadoliniumgehalt und die Anreicherung, indem er die Antwort des aktiven Scanners um die Hintergrundgammastrahlung und die Dichte an den einzelnen Stellen am Brennstab entlang korrigiert. Dies ist zwar ein Beispiel für das nichtdestruktive Testen von Brennstäben auf mehrfache Attribute, jedoch löst es nicht die spezifischen, von MOX-Brennstoff gestellten Aufgaben, die obenstehend in der Beschreibung des Hintergrundes der Erfindung beschrieben wurden.
Ein bekanntes Verfahren ist auch die Neutronenkoinzidenzzählung, mit der die Masse spaltbaren Materials innerhalb eines getesteten Volumens ermittelt werden kann. Die Zeit, die dabei benötigt wird, um Ergebnisse mit guter Genauigkeit zu erzielen, schließt die Nutzung dieses Verfahrens zur Ermittlung lokaler Schwankungen des Pu-Gehalts beim Abtasten von Brennstäben aus. Das Verfahren wird praktisch nur für die globale Verifikation des spaltbaren Materials durch Schutzinspektoren benutzt.
Röntgenfluoreszenzsysteme, die die von Pu und U emittierten Röntgenstrahlen zählen, werden im industriellen Maßstab benutzt, um ein direktes Maß für die Anreicherung von MOX-Pellets bereitzustellen. Ein Beispiel ist das System, das von C. G. Wilkins und H. Spottiswoode in „Use of X-ray fluorescence for high precision measurement of uranium and plutonium in MOX", Proceedings of the ESARDA Symposium, Sevilla, 4. bis 6. Mai 1999, beschrieben wird. Ein solches System kann benutzt werden, um ein passives radiometrisches Verfahren in einem Brennstabscanner zu implementieren, aber die Empfindlichkeit ist gering, wenn der Brennstabscanner bei Durchsatzraten im industriellen Maßstab betrieben werden muss. Außerdem ist das Materialdurchdringungsvermögen von Röntgenstrahlen niedriger als das von Gammastrahlen. Daher misst die Röntgenfluoreszenz im Wesentlichen den Randbereich der Pellets und reagiert so gut wie unempfindlich auf große Einschlüsse spaltbaren oder inerten Materials oder anderer Heterogenitäten in oder nahe bei der Mitte des Pellets.
All diese bekannten Systeme behandeln nur jeweils eines oder wenige aller Attribute, die bei im industriellen Maßstab gefertigten MOX-Brennstäben kontrolliert werden müssen. In dieser Hinsicht lösen Sie nicht die Aufgabe, die in der obenstehenden Beschreibung des Hintergrundes der Erfindung beschrieben wurde.
Beim Herangehen an die Aufgabenstellung wurde erkannt, dass die Lösung so viele nichtdestruktive Verifikationen von Qualitätsattributen (nachstehend „Qualitätskontrollen") wie möglich umfassen muss. Dies minimiert die zwischen den Qualitätskontrollen bereitzustellende Pufferlagerung. Infolgedessen wird die Fläche für die Qualitätskontrolle verringert, wodurch die teuren Kapitalkosten der MOX-Anlage gesenkt werden und weniger Umgang mit dem Brennstoff stattfindet, was die Strahlenexposition der Arbeiter reduziert.
Unter den durchzuführenden Qualitätskontrollen wurden einige als nicht mit einer einzelnen umfassenden Qualitätsverifikation an in Bewegung befindlichen Brennstäben vereinbar identifiziert, und zwar:

– der Heliumlecktest, bei welchem die zu testenden Brennstäbe in einer Vakuumkammer eingeschlossen werden müssen,
– die Röntgen-Qualitätskontrolle der Schweißnähte der Endverschlüsse, deren niedrige Empfindlichkeit erfordert, dass der Brennstab während einer ausgedehnten Zeitdauer unter der Röntgenquelle immobilisiert wird, und
– die Kontrolle geometrischer Merkmale wie etwa der Biegung des Brennstabes oder der Unrundheit des Endverschlusses, wozu der Brennstab axial auf einer ebenen Marmor-Prüfplatte oder in einer geometrischen Messbank abgerollt werden muss.

Die Erfindung konzentriert sich auf ein umfassendes Verfahren zur nichtdestruktiven Kontrolle aller anderen Qualitätsattribute.
Für die Anwendung im industriellen Maßstab in modernen mittelgroßen und großen MOX-Brennstofffertigungsanlagen muss die Inspektionsdauer 2 bis 4 Minuten pro Brennstab betragen, was einer Inspektionsrate von 2 bis 4 cm Brennstablänge pro Sekunde entspricht.
Kurzdarstellung der Erfindung
Erfindungsgemäß werden die Qualitätsattribute kontrolliert, indem der MOX-Brennstab axial bewegt und gleichzeitig Messungen und Prüfungen ausgeführt werden, wobei ausschließlich radiometrische und radiographische Verfahren benutzt werden.
Weitere Einzelheiten und spezielle Merkmale der Erfindung gehen aus den beigefügten Ansprüchen und der Beschreibung des Verfahrens und der Vorrichtung der Erfindung hervor, die nachstehend anhand nicht einschränkender Beispiele unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen gegeben wird.
Kurze Beschreibung der Zeichnungen
1 ist ein schematischer, axialer Querschnitt eines Brennstabes, der mit dem Verfahren und/oder der Vorrichtung der Erfindung kontrolliert werden soll.
2 ist eine vereinfachte schematische Darstellung einer Vorrichtung, die benutzt werden kann, um das Kontrollverfahren der Erfindung auszuführen.
3 ist eine vereinfachte schematische Darstellung eines γ-radiometrischen Detektors, der in der Vorrichtung der Erfindung benutzt werden kann, wobei der zu prüfende Brennstab senkrecht zur Zeichnungsebene steht.
4 ist ein vereinfachter schematischer Querschnitt entlang der Richtung IV-IV in 3.
5 ist eine vereinfachte schematische Darstellung eines γ-radiographischen Detektors, der in der Vorrichtung der Erfindung benutzt werden kann, wobei der zu prüfende Brennstab senkrecht zur Zeichnungsebene steht.
6 ist eine vereinfachte schematische Darstellung desselben γ-radiographischen Detektors aus 5, wobei der Brennstab aber parallel zur Zeichnungsebene liegt.
7 ist eine vereinfachte schematische Darstellung eines Alpha-Kontaminations-Detektors, der in der Vorrichtung der Erfindung benutzt werden kann, wobei der Brennstab senkrecht zur Zeichnungsebene steht.
8 ist ein vereinfachter schematischer Querschnitt entlang der Richtung VIII-VIII in 7.
9 ist eine diagrammatische Darstellung von Signalformungs-, Signalerfassungs- und Signalverarbeitungseinheiten, die in die Vorrichtung der Erfindung eingebaut sein können. Gleiche oder ähnliche Elemente haben in den verschiedenen Figuren gleiche Bezugszeichen.
Detaillierte Beschreibung der Erfindung
Vorrichtung und Verfahren werden gleichzeitig beschrieben, um unnötige Wiederholungen zu vermeiden.
Erfindungsgemäß werden alle oder die meisten zu prüfenden Qualitätsattribute verifiziert, indem zu einer Zeit ein einzelner MOX-Brennstab 1 (2) bei strikt konstanter Geschwindigkeit an Kontrolleinrichtungen, die unterschiedliche Kontrollen implementieren, vorbei bewegt wird, angefangen von bevor der Brennstab 1 die erste Kontrolleinrichtung passiert, bis er die letzte Kontrolleinrichtung passiert hat.
Die der Reihe nach an dem Weg des sich bewegenden Brennstabs 1 entlang durchgeführten Kontrollen bestehen aus:

einer γ-Radiometrie (in einer Einrichtung 12), die auf dem Abtasten und Verarbeiten der nativen oder induzierten Gammastrahlung basiert, die von den Brennstoffpellets 2 des Stabes 1 emittiert wird. Sie liefert Signale, die mit wichtigen Qualitätsattributen des Brennstoffstapels zusammenhängen: der Ermittlung von Ausreißerpellets und Schwankungen der Pu-Gehalte sowie der Isotopenzusammensetzung (im Wesentlichen ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am) am Brennstoffstapel entlang. Durch Integrieren der Messwerte an der Länge des Stapels entlang wird der Gesamt-Pu-Gehalt des Brennstabs 1 aufgedeckt. Dieser ist ein bestätigendes Eingabedatum unter anderen für die Kernmaterialbuchführung und die Schutzinspektion.
– einer γ-Radiographie (in einer Einrichtung 13), die auf dem quantitativen Nachweis und der Verarbeitung der Gammastrahlung basiert, die von einer Gammaqualle emittiert wird und den Brennstab 1 durchläuft. Sie liefert Signale, die mit den zu kontrollierenden strukturellen Attributen zusammenhängen: Zwischenräume zwischen den Pellets, Länge des Brennstoffstapels, Vorhandensein und Position von Isolierpellets 8 an dem Ende/den Enden des Brennstoffpelletstapels, Vorhandensein der Sammelraumfeder 7 und Länge des Sammelraums.
– einer α-Radiometrie (in einer Einrichtung 14), die auf der Zählung der Alphaemissionen der Oberfläche des Brennstabes basiert, um die lokale, sowie durch Integration die totale, Pu-Kontamination zu messen,
– einem elektrooptischen Auslesen (in einer Einrichtung 15) des/der Identifizierungscode(s) des Brennstabes und
– einer Formung und einer Erfassung der Signale sowie einer Kalibrierung und einer Berechnung aller empfangenen Signale, um sie angemessen am Brennstab 1 entlang zu lokalisieren, einem Vergleich der Signale mit aus der Spezifikation des Brennstabes abgeleiteten Grenzwerten oder einer Umrechnung in Einheiten, die später verwendet werden (% Pu, mm, Bq/cm², ...), und einer Integration der Ergebnisse in Bezug auf Attribute, die den gesamten Brennstab betreffen.

Die Abfolge der Positionen der Einrichtungen 12 bis 15 und ihre Nummerierung in 2 sind nicht wichtig und können verändert werden.
Für die Ausführungsform der Erfindung wird eine Bewegung des Brennstabes 1 bei konstanter Geschwindigkeit V bevorzugt. Alternativ hierzu könnte ein Schritt für Schritt erfolgender Vorschub des Brennstabes 1 an den Kontrolleinrichtungen 12 bis 15 vorbei ausgewählt werden. Eine schrittweise Bewegung eignet sich allerdings nicht für die Ermittlung von Ausreißerpellets, die teilweise mit den Kollimatorfenstern der Kontrolleinrichtungen 12 überlappen. Außerdem könnte, um die gewünschte Inspektionsrate zu erreichen, der schrittweise Vorschub des Brennstabes 1 Stöße induzieren, wobei die Gefahr besteht, dass der Pelletstapel dekonsolidiert wird und/oder einige Pellets an Pellet-Pellet-Grenzflächen beschädigt werden. Zwei Walzenpaare 16, 17 stellen diagrammatisch Antriebsmittel für die Fortbewegung des Stabes in der Vorrichtung dar.
Die für die Ermittlung von Ausreißerpellets benutzte γ-Radiometrie (die in 3 und 4 näher veranschaulicht wird) basiert bevorzugt auf einer Messung der Gammastrahlung, die durch den radioaktiven Zerfall von Plutonium und Americium emittiert wird, wobei ein vereinfachtes spektrometrisches Verfahren mit einem oder mehreren Gammadetektoren 21 und Diskriminatoren mit unterschiedlichen Energiefenstern benutzt wird. Ausreißerpellets bzw. fehlerhafte Pellets sind Pellets, die hinsichtlich Anreicherung und/oder Isotopenzusammensetzung von den spezifizierten Pellets im Brennstab 1 abweichen. Als Gammadetektoren 21 können entweder Szintillatoren oder Festkörperhalbleiter (z.B. NaI, Ge, CdTe, ...) ausgewählt werden.
Für die Ausführungsform wird wegen seiner hohen Nachweisempfindlichkeit, der Tatsache, dass er bei Raumtemperatur arbeitet und wegen seiner geringen Temperaturempfindlichkeit sowie der Möglichkeit, große Monokristalle zu niedrigen Kosten zu beschaffen, ein NaI(TI)-Kristall 21 bevorzugt. Jedoch ist, verglichen mit den anderen beiden Detektortypen, sein Vermögen, zwischen Gammastrahlen unterschiedlicher Energien zu unterscheiden, vergleichsweise schlecht ausgeprägt. Diese Schwierigkeit kann durch Auswahl eines relativ großen Gammaenergiebands kompensiert werden, das für ein Pu-Isotop spezifisch ist, wie nachstehend dargelegt wird.
Ge-Detektoren weisen die bei weitem beste Energieauflösung auf, sind aber mit dem Nachteil behaftet, dass sie bei sehr niedriger Temperatur betrieben werden müssen, was üblicherweise durch Kühlen mit flüssigem Stickstoff erreicht wird. Aus diesen Gründen beschränkt sich ihr Einsatz auf Fälle, bei denen komplexe Gammastrahlungsspektren eine Rolle spielen oder detaillierte Informationen über den Isotopengehalt von Materialien benötigt werden. In dieser Hinsicht beschränkt sich ihr Einsatz in der Praxis auf globale Schutzinspektionen und auf Labors und Forschungszentren. Es kann auch GeLi in Betracht kommen.
CdTe-Detektoren (und CdZnTe-Detektoren) benötigen keine Kühlung und haben die höchste intrinsische Nachweiseffizienz der drei Detektortypen. Ihre überlegene Energieauflösung macht sie zu Kandidaten für den Einsatz anstelle von NaI-Detektoren, wo dies durch die Eigenschaften des zu fertigenden MOX-Brennstoffes erfordert wird (z.B. niedrige ²⁴¹Am- und ²⁴¹Pu-Gehalte). Es können auch bekannte CZT-Detektoren in Betracht kommen.
Die Identifizierung fehlerhafter Pellets basiert bevorzugt auf der Messung der Isotope, die wesentlich zu dem von dem Brennstoff natürlich emittierten Gammaspektrum beitragen (d.h. ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ^totPu, und ²⁴¹Am), wobei die folgende Auswahl von Energiefenstern benutzt wird:

– ²⁴¹Am beeinflusst stark die nieder- und hochenergetischen Teile der Spektren (unter 100 keV und über 500 keV),
– ²⁴¹Pu ist (durch den radioaktiven Zerfall von ²³⁷U) für den größten Teil der Strahlung zwischen 150 keV und 350 keV verantwortlich,
– ²³⁹Pu ist für den größten Teil der Strahlung zwischen 350 keV und 500 keV verantwortlich,
– ^totPu ist für die totale Gammastrahlung zwischen 90 keV und 500 keV verantwortlich.

Alle vorhandenen Isotope (U, Pu, Am) tragen direkt und indirekt durch ihre Röntgen- und γ-Emissionen bei. Diese Emissionen werden durch die native Radioaktivität des Brennstoffs induziert und spiegeln daher den globalen Anreicherungsgrad wieder.
Die von den Gammadetektoren 21 aufgefangenen Gammaemissionen werden mit festen Kollimatoren 23 kollimiert, deren Breite durch Berechnung auf Basis der Pelletlänge, des Plutoniumgehalts und der Isotopenzusammensetzung, der Menge und Größe der Detektoren 21 und der Fortbewegungsgeschwindigkeit V des Brennstabs 1 festgelegt wird. Die NaI-Detektoren (oder CdTe-Detektoren) 21 können auch mit Cadmiumfiltern versehen werden, um die Gamma-Zählrate bei niedrigen Energien zu reduzieren. Es kann eine Vielzahl von Gammadetektoren 21 eingebaut werden, je nach den Erfordernissen zum Erreichen der notwendigen Genauigkeit oder Reproduzierbarkeit bei der Qualitätskontrolle.
Eine mögliche Ausführungsform eines Gammadetektors umfasst einen ringförmigen Szintillator 21, mehrere zugehörige Photomultiplier 20, einen ringförmigen Cadmiumfilter oder Schirm 24, um das ²⁴¹Am-Signal abzublenden, Kollimatoren 23 und mechanische Führungen 25 für den Brennstab 1, wie in 3 und/oder 4 schematisch dargestellt ist.
Betrachtet man typische Gammaspektren verschiedener Plutoniumtypen, so sieht man, dass die statistische Signifikanz der zu den hochenergetischen Fenstern gehörenden Messungen aufgrund der reduzierten Zählrate gering ist. Auf der anderen Seite wird die niederenergetische Strahlung in großem Maße von dem Brennstoff selbst und der Brennstoffhülle des Stabes 3 absorbiert. Dies bedeutet, dass das Fenster zwischen 150 keV und 350 keV das effektivste Fenster ist und dass die Messungen mit dem ²⁴¹Pu-Gehalt der Pellets korreliert werden müssen.
Die Messungen der von dem ²⁴¹Am und Pu emittierten Gammastrahlen durch einen schmalen Detektor und der Nachweis ihrer L/H-Übergangssignale liefern außerdem Informationen über die Länge und die Position des Pelletstapels.
Immer, wenn die Isotopenzusammensetzung von zu MOX-Brennstoff verarbeitetem Pu für die bis hierher beschriebene γ-Radiometrie ungünstig ist, kann eine aktive γ-Radiometrie genutzt werden, die ausdrücklich in diese Beschreibung aufgenommen ist. Dies ist zum Beispiel im Falle der Fertigung von MOX-Brennstoff aus waffenfähigem Plutonium der Fall, das im Wesentlichen aus ²³⁹Pu zusammengesetzt ist, mit einem geringen ²⁴⁰Pu-Gehalt, einem unbedeutendem ²⁴¹Pu-Gehalt und so gut wie keinem ²⁴¹Am. Die aktive γ-Radiometrie basiert auf dem Aktivieren des Brennstoffs durch geeignet thermalisierte Neutronen aus einer externen Neutronenquelle (z.B. ²⁵²Cf oder ²⁴¹AmLi) und Messen der aus den neutroneninduzierten Spaltungen von vorherrschend ²³⁹Pu, in geringem Ausmaße ²⁴¹Pu und in vernachlässigbarem Ausmaße ²³⁵U resultierenden Gammastrahlung. Sie stellt daher eine direkte Messung des spaltbaren Gehalts bereit. Die Messung kann mit einem beliebigen der bereits erwähnten Detektoren durchgeführt werden.
Die γ-Radiographie (die in 5 und 6 näher veranschaulicht wird) basiert bei einer möglichen Ausführungsform auf der mit mindestens einem Gammadetektor 34 und mindestens einem Photomultiplier 35 durchgeführten Messung der durchgelassenen Gammastrahlung, die von einer an dem Brennstab 1 entlang angeordneten ²⁴¹Am- oder ¹³⁷Cs-Gammaquelle 30 emittiert und von einem ersten Kollimator 32 in der Nähe der Quelle 30 und einem zweiten Kollimator 33 vor dem Szintillator 34 eng kollimiert wird.
Für die Ausführungsform werden wegen ihrer hohen Zählempfindlichkeit, der Tatsache, dass sie bei Raumtemperatur arbeiten und wegen ihrer geringen Temperaturempfindlichkeit bevorzugt NaI(TI)-Kristall-Gamma detektoren 34 ausgewählt. Als Gammaquelle 30 werden wegen ihrer langen Halbwertszeit und ihrer Verfügbarkeit die Isotope ²⁴¹Am oder ¹³⁷Cs bevorzugt.
Der erforderliche, zugehörige Photomultiplier 35 und eine Quellenabschirmung 31 sind in 5 und 6 dargestellt.
Die Kontrolle einiger Attribute basiert auf dem Nachweis von L/H-Übergängen der Zählung nach angemessener Verarbeitung, während andere Kontrollen auf den Zählraten basieren. Die Position des oberen und des unteren Endes des Brennstabs wird über einen L/H-Übergang in einer oder mehreren Photozellen gemessen. Die L/H-Übergänge der Signale werden unter Ausnutzung der konstanten Geschwindigkeit des sich bewegenden Stabes in Längen umgerechnet.
Sie liefert die benötigten Daten über die Länge und die Position aller internen Komponenten des Brennstabs, wie etwa das Vorhandensein von Feder und Isolierpellets sowie das Vorhandensein, die Position und die Größe etwaiger Zwischenräume zwischen Komponenten und innerhalb des Stapels. Sie liefert auch die Gesamtlänge des Stabes und die Länge des Sammelraums. Sie trägt auch zur Lokalisierung derjenigen Signale, die sich auf die diversen Attribute beziehen, die mit den γ-radiometrischen Verfahren kontrolliert werden, in Bezug zu dem unteren Endverschluss bei. Nötigenfalls können die Daten zur Stablänge, zur Position von Komponenten oder zur Lokalisierung von Zwischenräumen unter Berücksichtigung der Temperatur der Brennstoffhülle des Stabes korrigiert werden.
Einige Attribute werden unter Verwendung einer Kombination aus sowohl γ-Radiometrie als auch Radiographie kontrolliert. Zum Beispiel kann das Vorhandensein von Blanketpellets am Rand des MOX-Brennstoffstapels aus der radiographischen Messung der Gesamtlänge des Pelletstapels und der radiometrischen Messung der Gesamtlänge des MOX-Brennstoffpelletstapels abgeleitet werden.
Das oben erwähnte γ-radiographische Verfahren kann zur Überwachung einiger Parameter des Pelletfertigungsprozesses (z.B. der Pelletdichte, ...) benutzt werden.
Die α-Radiometrie (die in 7 und 8 näher veranschaulicht wird) basiert bei einer möglichen Ausführungsform auf dem Nachweis von Alphateilchen mit einem ZnS(Ag)-Szintillationsdetektor 41, der mit dünnen, lichtdurchlässigen Blättern 42 bedeckt ist und mehrere Photomultiplier 40 aufweist. Die gemessene Kontamination ist die Summe der verbleibenden festen und übertragbaren Alphakontaminierungen an der Oberfläche des Brennstabs 1. Wegen der kurzen Reichweite von α-Strahlung in Luft muss die mechanische Führung 25 des Stabes 1 exakt sein. Es können auch Szintillatoren auf Basis von CaF₂(Eu), Gd₂O₂S, Y₂O₂S dotiert mit Tb oder Eu betrachtet werden.
Es muss klar sein, dass die vorliegende Erfindung in keiner Weise auf die vorstehend beschriebenen Ausführungsformen beschränkt ist und dass viele Abwandlungen daran vorgenommen werden können, ohne vom Schutzumfang der nachstehend vorgestellten Ansprüche abzuweichen.
Die elektrooptische Identifizierung von Stäben (Einrichtung 15 in 2) besteht aus einer rechnergestützten Bildverarbeitung der in einen der Endverschlüsse der Stäbe eingravierten, die Anreicherung anzeigenden Markierungen und/oder einer rechnergestützten Bildverarbeitung eines menschen- oder maschinenlesbaren, auf der Oberfläche des Stabes bereitgestellten Identifizierungscodes und/oder einem Auslesen einer auf der Oberfläche des Brennstabes bereitgestellten Strichkode-Identifizierung.
Eine ausgeklügeltere Bildverarbeitung könnte bei geeigneter Ausleuchtung sogar die Spezifikationen verletzende Kratzer auf der Oberfläche der sich bewegenden Brennstäbe nachweisen.
Eine weitere mögliche Ausführungsform des γ-radiometrischen Verfahrens könnte auch auf einer umfassenden γ-Spektrometrie basieren, wie sie dem Fachmann bekannt ist.
Es sei angemerkt, dass diese Verfahren (d.h., γ-Radiometrie, γ-Radiographie, α-Radiometrie, elektrooptische Stabidentifikation) mit anderen nichtdestruktiven Verfahren zur nebenläufigen Durchführung der umfassenden Qualitätskontrolle von MOX-Brennstäben kombiniert werden können.
Ausführungsbeispiele
Nachstehend werden zur Veranschaulichung des Verfahrens nicht einschränkende Beispiele für individuelle benutzte Einrichtungen und eine Vorrichtung angeführt, die das integrierte Qualitätskontrollverfahren implementieren.
Die Bewegung der Brennstäbe 1 mit konstanter Geschwindigkeit V an den Kontrolleinrichtungen 12 bis 15 vorbei lässt sich durch einen Antriebsmechanismus erreichen, bei dem die Andruckwalzenpaare 16, 17, von denen eines an der Beschickungsseite und das andere an der Austrittsseite der Vorrichtung angeordnet ist, von zwei Schrittmotoren angesteuert werden, die strikt elektronisch synchronisiert werden.
Die Stäbe 1 werden von einem Beladetisch geladen und auf einen Entladetisch entladen, mit Einzelschichten aus Stäben, wodurch eine Selbstabschirmung der Kontrolleinrichtungen geschaffen wird.
Um das Zählen der nativen γ-Emissionen so weit zu verbessern, dass eine angemessene Präzision erreicht wird, wird für die Ausführungsform der Erfindung oftmals eine ringförmige Geometrie für den NaI-Detektor (oder CdTe-Detektor) 21 gegenüber einer asymmetrischen Geometrie bevorzugt. Zu demselben Zwecke werden auch mehrere, an dem ringförmigen NaI-Detektor (oder CdTe-Detektor) befestigte Photomultiplier 20 sowie mehrere, hintereinander montierte Detektoren 12 bevorzugt. Im letztgenannten Falle wird dieser Abstand zwischen den aufeinander folgenden Detektoren derart eingestellt, dass er ein Vielfaches der longitudinalen Kontrollkanäle beträgt, die aus der Multiplikation des Abtastintervalls mit der Fortbewegungsgeschwindigkeit des Stabes resultieren, und die gelieferten Signale werden zeitlich verschoben und summiert. Ebenfalls in diesem letztgenannten Falle können die aufeinander folgenden Detektoreinheiten (die aus Szintillator, Kollimator, Photomultipliern, ... bestehen) speziell für den Nachweis eines gegebenen Pu- oder Am-Isotops eingerichtet werden, um die zugehörigen Ansprechwahrscheinlichkeiten zu optimieren (diese Optimierung ergibt sich aus der Optimierung der Kollimationsbreite und der Dicke des Cadmiumfilters als Funktion von den Gammaemissionen des fraglichen Isotops, der Ansprechfunktion des Szintillators und der Fortbewegungsgeschwindigkeit des Stabes).
Auf dieselbe Weise wird, um das Alpha-Zählen so weit zu verbessern, dass die geeignete Genauigkeit erreicht wird, für die Ausführungsform der Erfindung oftmals eine ringförmige Geometrie für den ZnS-Detektor 41 gegenüber einer asymmetrischen Geometrie bevorzugt. Zu demselben Zwecke werden auch mehrere, an dem ringförmigen ZnS-Detektor befestigte Photomultiplier 40 bevorzugt.
Die Kollimatoren 23, 32, 33 für die γ-radiometrischen und γ-radiographischen Messungen bestehen für gewöhnlich aus Wolfram oder zerspanbaren Wolframlegierungen.
Ein System zum Formen, Erfassen und Verarbeiten des von den Photomultipliern 20 oder 40 gelieferten Strahlungssignals (9) besteht in einem nicht einschränkenden Beispiel aus Summiereinheiten 50, Vorverstärkereinheiten 51 und Verstärkereinheiten 52, einem optionalen Impulshöhenanalysator 53, einem Einkanalanalysator 55, einem Spektrumstabilisator 54, einem Zähler 56 und einer Schnittstelle 57 zu einem Computer 58. All diese Einrichtungen sind auf dem Fachgebiet der Radiometrie aus der täglichen Praxis bekannt. 9 zeigt eine mögliche Kombination dieser Einheiten.
Die Spektrumstabilisatoreinheit 54 ist auf einen spezifischen Energiepeak entweder des MOX-Brennstoffes oder einer zur Korrektur der unterschiedlichen Driften in den Messeinrichtungen in den Szintillator eingebauten Gammaquelle abgestimmt. Zu diesem Zwecke können auch insbesondere ¹³⁷Cs-dotierte NaI-Kristalle oder CdZnTe-Kristalle benutzt werden.
Das System kann in regelmäßigen Abständen kalibriert werden, indem ein Standard- und/oder Referenzbrennstab durch die Vorrichtung geschickt wird, der alle Merkmale und Attributlimits aufweist, die ermittelt werden müssen. Alternativ hierzu kann diese Kalibrierung durchgeführt werden, indem die Gammaemissionen und/oder die aktiven Gammatransmissionen computergestützt modelliert werden.
Die computergestützten Operationen können mit einem beliebigen Mikrocomputer durchgeführt werden, der mit parallelen und seriellen Schnittstellen zur Signalerfassung und geeigneten Peripheriegeräten zur Berichterstellung und Archivierung versehen ist.
Die obenstehenden γ-radiometrischen und γ-radiographischen Verfahren können auch auf MOX-Brennstäbe für schnelle Brutreaktoren angewandt werden, die UO₂-Blankets enthalten, sowie auf MOX-Brennstäbe für Leichtwasserreaktoren, die innerhalb ein- und derselben Brennstoffhülle verschiedene Plutonium-Anreicherungen enthalten.
Die hier vorstehend beschriebene Erfindung bezieht sich zwar auf die Qualitätskontrolle von MOX-Brennstäben, es lässt sich jedoch leicht verstehen, dass diese Erfindung auch Brennstäbe betrifft, die aus beliebigen, plutoniumhaltigen Brennstoffpellets bestehen, wie zum Beispiel

– plutoniumhaltiger Brennstoff mit einem Gehalt von brennbaren oder nicht brennbaren Giften (z.B. B, Gd, Er, Hf),
– Mischoxidbrennstoff (MOX) aus Thorium und Plutonium,
– Plutoniumnitride und -carbide,
– plutoniumhaltiger Inertmatrix-Brennstoff zur Plutoniumverbrennung.

Die Erfindung wurde in der folgenden Hardwarekonfiguration an MOX-Brennstäben demonstriert:

– eine Kombination aus zwei Schrittmotormechanismen, die den Stab 1 mit einer auf 1/1000 konstanten Geschwindigkeit von 3 cm/s antreiben,
– eine γ-radiometrische Detektoreinheit, die aus drei ringförmigen NaI(TI)-Detektoren besteht, welche jeweils mit einem 15 mm breiten Kollimator, einem 1 mm dicken Cadmiumfilter, 2 Photomultipliern und 3 Energiefenstern versehen sind,
– eine γ-radiographische Detektoreinheit, die aus einer ²⁴¹Am-Quelle mit 300 mCi und einem dünnen, asymmetrischen NaI(TI)-Detektor besteht, welcher mit einem 2 mm breiten Kollimator und einem Photomultiplier versehen ist,
– eine α-Detektoreinheit, die aus einem ringförmigen ZnS(Ag)-Szintillationskristall besteht und mit einem Photomultiplier versehen ist,
– eine Signalformungs-, Signalerfassungs- und Signalvorverarbeitungseinheit (optimiert für 10 mm lange Kanäle) und
– ein Mikrocomputer mit Intel Pentium, der unter Windows NT betrieben wird und ein C-Programm hostet,

* Reproduzierbarkeit (Messung mit Hilfe mehrerer Durchläufe mit einem Kaliberstab):
Brennstablänge	0,2 mm
Pelletstapellänge	0,4 mm
Sammelraumlänge	0,2 mm
Zwischenraumlänge (Zwischen
räume > 0,5 mm)	30 % relativ
^totPu je Kanal	0,8 % relativ
²³⁹Pu je Kanal	0,8 % relativ
241 Pu je Kanal	0,7 % relativ
²⁴¹Am je Kanal	0,8 % relativ
Alphakontamination (für Gesamt-Aktivität > 75 Bq auf ges. Brennstab):	20 % relativ
* Nachweisgrenzen:
Ausreißerpellets:	Ermittlung aller Pellets mit einer oder mehreren Abweichungen relativ zu den Nachbarmessungen von 7 % für ²³⁹PU, ²⁴¹Pu und/oder ^totPu bzw. 15 % für ²⁴¹Am
Alphakontamination:	15 Bq (über gesamten Brennstab)
Zwischenräume:	0,5 mm
* Durchsatz:	ein 4 m langer Brennstab alle 2 Minuten

Claims

Verfahren zum Ausführen einer umfassenden Qualitätskontrolle eines Kernbrennstabs, wobei für die Kontrolle Radiometrie und/oder Radiographie und/oder elektrooptische Identifizierung benutzt werden und das Verfahren eine Kombination aus Operationen umfasst, die gleichzeitig durchgeführt werden und unter folgenden Operationen ausgewählt sind: – Messen eines Plutoniumgehalts von Pellets, die in dem Stab enthalten sind, – Prüfen auf Ausreißerpellets in dem Stab, Prüfen der internen Struktur und der Bestandteile in dem Stab, – Messen der Abmessungseigenschaften des Stabs, – Messen der radioaktiven Kontamination an einer Oberfläche des Stabs entlang und – Prüfen der Konformität der Identität eines Stabs mit der Plutoniumanreicherung, und das Verfahren ferner den Schritt des axialen Bewegens des Brennstabs umfasst, dadurch gekennzeichnet, dass der Kernbrennstab ein MOX-Brennstab ist, wobei das Verfahren ferner gekennzeichnet ist durch: – Messen des Plutoniumgehalts und Prüfen auf Ausreißerpelltes durch Abtasten der nativen Gammastrahlung, die von dem in den Pellets enthaltenen Plutonium und Americium emittiert wird, mit einem einzigen oder mehreren NaI- und/oder CdTe-Detektor(en).
Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch simultanes Messen des Plutoniumgehalts und Ermitteln von Ausreißerpelltes durch Abtasten der Gammastrahlung, die von dem in den Pellets enthaltenen Plutonium nach der Aktivierung durch thermalisierte Neutronen aus einer ²⁵²Cf oder ²⁴¹AmLi-Quelle emittiert wird, wobei die Messung mit einem einzigen oder mehreren NaI- und/oder CdTe-Detektor(en) durchgeführt wird.
Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch simultanes Nachweisen der Gammastrahlung mit den mehreren Detektoren, deren Signale mit verschiedenen Energiefenstern diskriminiert werden, – zeitliches Verschieben der gelieferten Signale und – Summieren der verschobenen Signale.
Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch simultanes Messen einer äußeren Alpha-Kontamination durch einen einzigen ringförmigen Detektor, ohne Kontakt mit dem Brennstab aufzunehmen.
Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch simultanes Prüfen der Konformität der Identität eines Stabs mit der Plutoniumanreicherung durch elektrooptisches Auslesen oder Bildverarbeitung von (einem) Identifizierungscode(s).
Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Bewegen des Brennstabs ausgeführt wird, indem zwei unabhängige, aber strikt synchronisierte Antriebsmechanismen benutzt werden, von denen einer an einer Beschickungsseite und einer an einer Austrittsseite einer für das Verfahren entworfenen Brennstababtastvorrichtung angeordnet ist, um einen konstanten Vorlauf des Brennstabs durch die Vorrichtung von einem Endverschluss des Brennstabs zu dem anderen sicherzustellen, wobei die zwei Mechanismen in einem Abstand zueinander angeordnet sind, der kürzer ist als die Länge des Stabs.
Vorrichtung zum Ausführen des Verfahrens zur umfassenden Qualitätskontrolle von MOX-Brennstäben nach Anspruch 1, welche Folgendes umfasst: – Mittel zum axialen Bewegen des Brennstabs bei konstanter Geschwindigkeit, die mindestens zwei unabhängige, aber strikt synchronisierte Antriebsmechanismen umfassen, von denen einer an einer Beschickungsstelle und einer an einer Austrittsstelle der Brennstabkontrollvorrichtung angeordnet ist, – eine Reihe von Mess- und Prüfsystemen, die an dem Weg des Brennstabs entlang ausgerichtet sind und gleichzeitig arbeiten, und – wobei die Systeme aus einer Gruppe ausgewählt sind, die Radiometrie-, Radiographie- und elektrooptische Identifizierungssysteme umfasst, wobei die Vorrichtung ferner Folgendes umfasst: – einen einzigen oder mehrere NaI- und/oder CdTe-Detektoren zum Messen des Plutoniumgehalts und zum Ermitteln von Ausreißerpelltes durch Abtasten der nativen Gammastrahlung, die von dem in den Pellets enthaltenen Plutonium und Americium emittiert wird.
Vorrichtung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass die Vorrichtung, zum Messen des Plutoniumgehalts und zum Ermitteln von Ausreißerpellets, Folgendes umfasst: – eine ²⁵²Cf oder ²⁴¹AmLi-Quelle für thermalisierte Neutronen zur Aktivierung des Plutoniums und – einen einzigen oder mehrere NaI- und/oder CdTe-Detektoren zum Abtasten der Gammastrahlung, die von dem in den Pellets enthaltenen aktivierten Plutonium emittiert wird.
Vorrichtung nach Anspruch 7 oder 8, gekennzeichnet durch einen einzelnen oder mehrere ringförmige Detektoren zum Messen des Plutoniumgehalts und zum Ermitteln von Ausreißerpellets.
Vorrichtung nach Anspruch 7 oder 8, gekennzeichnet durch mehrere Energiediskriminatoren und Mittel zum Summieren zeitlich versetzter γ-Zahlimpulse.
Vorrichtung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, dass die Vorrichtung, zum Messen der radioaktiven Kontamination der Brennstoffhülle an dem Stab entlang, Folgendes umfasst: – einen einzigen oder mehrere ringförmige Alpha-Detektoren zum Abtasten der Alphastrahlung, die von einer Außenfläche des Brennstabs emittiert wird.