ES2201483T3 - Dispositivo para la determinacion del contenido en nucleidos de gases inertes radioactivos. - Google Patents

Abstract

Dispositivo para la determinación del contenido en nucleidos de gases inertes radioactivos que comprende un cilindro de sección transversal arbitraria que encierra una cámara de medición (1), en el que la cámara de medición contiene los gases inertes, un detector (3) para la detección de la radiación gamma emitida por los gases inertes, y unos elementos de cálculo (5, 6) para el cálculo del contenido en nucleidos de los gases inertes, basándose en la detección de la radiación gamma, caracterizado porque el detector (3) presenta la forma de una placa, cuyo espesor se encuentra dentro del intervalo 3-10 mm.

Description

Dispositivo para la determinación del contenido en nucleidos de gases inertes radioactivos.

Campo técnico

La invención se refiere a un dispositivo para la determinación del contenido en nucleidos de los gases radioactivos. El dispositivo comprende un cilindro de sección transversal arbitraria que rodea una cámara de medición, en el que la cámara de medición que contiene los gases inertes, un detector para la detección de la radiación gamma emitida por los gases inertes, y elementos de cálculo para el cálculo del contenido en nucleidos de los gases inertes a partir de la radiación gamma detectada.

Antecedentes de la técnica

El núcleo de un reactor nuclear comprende una pluralidad de conjuntos combustibles dispuestos verticalmente en el mismo con una cierta separación entre ellos. El núcleo del reactor también contiene una pluralidad de barras de control, con las cuales introduciéndolas o extrayéndolas más o menos en el núcleo del reactor, se controla la potencia producida por el reactor nuclear y también se pone en marcha o se detiene su funcionamiento. Un conjunto combustible comprende una pluralidad de barras de combustible verticales, cada una de las cuales contiene un apilamiento de pellas de un combustible nuclear dispuestas en un tubo de encamisado. Durante el consumo del combustible nuclear, se desprenden gases radioactivos inertes, que son retenidos normalmente dentro de la barra combustible y después liberados. Ejemplos de tales gases inertes son varios nucleidos de criptón y xenón.

En el caso en que se produzca un fallo en un tubo de encamisado durante el funcionamiento de tal manera que los gases inertes puedan pasar al núcleo del reactor, estos gases acompañarán a los que se desprenden del reactor nuclear hacia el exterior. Un pequeño fallo del combustible que solamente produzca la salida de los gases inertes no es un inconveniente, por sí mismo, para el funcionamiento continuado del reactor. En el caso en que no se tomen las medidas pertinentes, el fallo puede acrecentarse dando lugar a la penetración de agua y vapor dentro de la barra combustible provocando la fragilidad del tubo de encamisado, con lo cual otros productos de fisión, tales como yodo y cesio podrían pasar al agua del reactor. Cuando el fallo del combustible llega a ser de importancia, pueden comenzar a escapar al núcleo del reactor el uranio y/o el plutonio. Por tanto, para evitar un fallo de mayor gravedad en el combustible, es importante detectar cualquier fallo lo más pronto posible.

En el caso de un fallo grave en el combustible, debe pararse el reactor y sustituir el combustible nuclear que presente el fallo. Esta operación es muy costosa y debe ser evitada en lo posible. Normalmente, el reactor se para aproximadamente una vez al año para servicios de mantenimiento y reposición del combustible en cuya ocasión también puede reponerse el combustible nuclear que presente un fallo. Si durante el funcionamiento se detecta un fallo de menor importancia, no es preciso actuar sobre el mismo hasta la siguiente operación de reposición del combustible. Para evitar que el fallo considerado de menor importancia vaya agravándose y pueda convertirse en un fallo de más grave, puede reducirse la potencia mediante la introducción de barras de control, dentro de parte del núcleo del reactor que contiene el combustible que presente el fallo. Por tanto, es importante no solamente detectar el fallo el combustible durante el funcionamiento, sino también localizar el punto del núcleo del reactor en donde ha aparecido el fallo.

Una forma de detectar un fallo de combustible es la medición del contenido total de gases inertes radioactivos en los gases desprendidos del reactor nuclear. Un problema que presenta este procedimiento es que existen dos fuentes diferentes de emisión de gases radioactivos inertes, la existencia de un combustible nuclear que presenta un fallo y la contaminación del núcleo, es decir, contaminantes radioactivos depositados sobre las superficies el núcleo del reactor. La contaminación se va incrementando sucesivamente y resulta ser una fuente de error cada vez mayor. Sin embargo, los gases inertes que se emiten por la contaminación del núcleo, difieren de los originados por el fallo de un combustible en que contienen una proporción de nucleidos de corta vida considerablemente mayor. Para poder determinar si los gases inertes proceden de la contaminación del núcleo o de un fallo de combustible, debe conocerse la distribución de los nucleidos de corta y de larga vida en los gases desprendidos. Es, por tanto, necesario efectuar la medición del contenido de cada uno de los nucleidos individuales.

El documento de patente US nº 5.537.450 da a conocer un dispositivo para la medición, durante el funcionamiento del reactor, del contenido de gases inertes radioactivos en los gases desprendidos del reactor nuclear con el fin de detectar un fallo del combustible, así como un procedimiento para la localización del fallo del combustible. Durante el funcionamiento del reactor, parte de los gases desprendidos se hacen pasar continuamente por un espectrógrafo gamma que detecta los diferentes gases inertes existentes en los gases desprendidos al tiempo que mide el nivel de actividad de cada uno de ellos. El nivel de actividad de cada uno de los gases inertes es una medida del contenido de ese gas en los gases desprendidos. Basándose en la detección y la medición de los diferentes gases inertes que se hallan presentes y cuál es su nivel de actividad, se lleva a cabo una estimación sobre si existe o no fallo de combustible. Si se detecta la existencia de un fallo de combustible, se determina el punto donde se encuentra por el movimiento, una a una, de las barras de control de forma alternativa, de tal manera que la potencia del reactor aumente o disminuya en los conjuntos combustible situados adyacentes a la barra de control, al tiempo que se mide el nivel de actividad de los gases inertes por medio del espectrógrafo gamma. Si se cambia la potencia en el conjunto combustible que presenta el fallo, cambiará también el nivel de actividad de los gases inertes. De esta forma, puede ser localizado el conjunto combustible defectuoso. Existen también razones naturales para el incremento de la actividad de los gases inertes que nada tienen que ver con los fallos de combustibles, por ejemplo los cambios en el flujo de los gases desprendidos del reactor nuclear.

El espectrógrafo gamma que se utiliza en el procedimiento de la patente mencionada comprende una cámara de medición con un detector dispuesto en el centro de la misma. Durante la operación, la cámara de medición se llena de los gases desprendidos del reactor nuclear. El detector detecta los fotones, la denominada radiación gamma, que se liberan de los gases inertes en la cámara de medición durante un determinado periodo. Cada fotón da lugar a un impulso cuya amplitud depende del contenido en energía del fotón. Un elemento de cálculo cuenta el número de impulsos dentro de diferentes intervalos de energía dados y, conociendo la longitud del periodo de medición, puede calcularse el número de impulsos por unidad de tiempo medidos en los distintos intervalos de energía. De este modo puede estimarse el contenido en nucleidos de los diferentes gases radioactivos. En la Figura 2 de la citada patente US nº 5.537.450, puede apreciarse claramente que el detector es un detector de los denominados coaxiales. Un detector coaxial típico presenta la forma de un cilindro recto con una altura que puede variar entre 2 y 7 cm y mide perfectamente en una gama de energías entre 100 keV hasta aproximadamente 2000 keV.

Antes de que pueda iniciarse la localización del fallo de combustible según la patente US nº 5.537.450, debe reducirse la potencia del reactor nuclear hasta entre el 60% y el 80% de la potencia total para no agravar el fallo mientras se procede a la localización del mismo. La reducción de la potencia del reactor nuclear es muy costosa y, por tanto, debe efectuarse la operación lo más rápidamente posible. Un inconveniente del dispositivo descrito en el documento antes mencionado es que sólo tiene capacidad para realizar 2-3 mediciones por hora.

Una de las razones por las que resulta lenta la medición realizada por el detector coaxial durante la detección de los fotones que son emitidos por los gases inertes radioactivos, es que se produce una elevada radiación de fondo. La radiación de fondo es producida por ciertas interacciones en el detector coaxial, por ejemplo la dispersión Compton. La radiación de fondo retarda parcialmente los impulsos que deben ser detectados, por lo que se hace necesario efectuar las mediciones en tiempos relativamente largos para obtener valores estadísticamente significativos del contenido en nucleidos de los diferentes gases inertes.

En la detección de un fallo de combustible en un reactor nuclear, el nucleido más importante que debe medirse es el Xe-133. El Xe-133 es un nucleido de vida relativamente larga y emite radiación gamma dentro de una gama de energía alrededor de los 80 keV. Otros nucleidos cuya medición interesa, por ejemplo el Xe-135 y el Xe-138, emiten radiación gamma de energías considerablemente más altas. Como el Xe-133 tiene una media vida radioactiva larga en comparación con los otros nucleidos, emite muchos menos fotones por unidad de tiempo que aquellos. El detector coaxial que mide perfectamente en la gama de energías entre los 100 keV y los 2000 keV proporciona un gran número de impulsos procedentes de los nucleidos de energías elevadas. Como existe un límite en el número de impulsos que el elemento calculador puede manipular por unidad de tiempo, la velocidad de cálculo debe reducirse cuando el número de impulsos resulta demasiado alto. Esto significa que, para poder medir el Xe-133 que emite pocos fotones, debe ampliarse el tiempo de medición. Un gran número de impulsos procedentes de los nucleidos con alta energía contribuye, pues, a un tiempo de medición largo.

Como el número de posiciones de medición es grande -se realiza una medición en cada barra de control- un tiempo de medición largo implica que el reactor nuclear debe conducirse con potencia reducida durante largo tiempo. Otro inconveniente derivado de un tiempo de medición largo es que puede resultar difícil apreciar la conexión entre un incremento del nivel de actividad de los gases inertes radioactivos y cierto cambio en el funcionamiento del reactor nuclear. Otro inconveniente adicional derivado de un tiempo de medición largo es que el aumento del flujo de gases inertes, debido al cambio de potencia al introducir y extraer las barras de control, puede producirse durante sólo unos pocos minutos, lo que hace difícil detectar el incremento.

Sumario de la ivención, ventajas

La presente invención se refiere a un dispositivo para la determinación, por detección y cálculo, del contenido en nucleidos de gases inertes radioactivos. Los gases inertes pueden estar contenidos, por ejemplo, en los gases desprendidos de un reactor nuclear. El dispositivo según la invención hace posible proceder a las mediciones mientras el reactor nuclear se encuentra en funcionamiento y también hace posible efectuar un número considerablemente mayor y de mayor precisión de mediciones por unidad de tiempo del contenido en nucleidos, que los dispositivos correspondientes de la técnica anterior.

Las características de un dispositivo según la invención se desprenden claramente de las reivindicaciones adjuntas.

Algunos de los gases desprendidos del reactor nuclear, seleccionados en la forma de realización, se introducen a través de un conducto de entrada en un cilindro de sección transversal arbitraria, preferiblemente de sección transversal de cilindro circular que rodea una cámara de medición. Para reducir el tiempo de medición, con respecto a los tiempos de medición correspondientes a los dispositivos de la técnica anterior, la cámara de medición incluye un detector que tiene la forma de una placa delgada cuyo espesor se encuentra dentro del intervalo de los 3-10 mm, preferiblemente entre 5 y 10 mm. Un tal detector recibe el nombre de detector plano. Un detector plano siempre presenta un diámetro que es mayor que su espesor. Un detector plano mide de forma óptima las energías de los fotones dentro de una gama de energías de 5-100 keV. A partir de este valor, el rendimiento del detector disminuye pero todavía puede detectar fotones con energías de unos 600 keV. Un elemento de cálculo, por sí mismo conocido, cuenta el número de impulsos con diferentes energías y establece un espectro del número de impulsos a diferentes energías y a continuación analiza el espectro y calcula el contenido de los diferentes nucleidos de los gases inertes radioactivos. Para detectar un fallo de combustible en un reactor nuclear el nucleido más importante que interesa medir es el Xe-133. Una ventaja del detector plano es que es óptimamente sensible a la energía del Xe_{133} que es difícil de medir mientras que, al propio tiempo, es menos sensible a los nucleidos con energías más altas que emiten un gran número de fotones y, por tanto son fáciles de detectar. De este modo puede conseguirse una velocidad de cálculo óptima con respecto al Xe_{133}. Con un detector más delgado, por ejemplo, un detector plano, comparado con el dispositivo que se describe bajo los antecedentes técnicos que comprenden un detector coaxial, disminuye la dispersión Compton y por tanto disminuye la radiación de fondo. Esto implica que el tiempo de medición en el dispositivo según la invención puede reducirse considerablemente manteniendo al mismo tiempo la calidad de la medición.

Para reducir aún más el tiempo de medición, el detector se dispone junto a una de las paredes de la cámara de medición. Cuando el detector se halla dispuesto próximo a una de las paredes, la radiación de fondo disminuye en comparación con un detector que esté situado en el centro de la cámara de medición, lo que se debe a la reducción de la reflexión de la radiación en las paredes y por tanto se reduce la radiación de fondo.

Además, el tiempo de medición se reduce adicionalmente disponiendo la cámara de medición de tal manera que su volumen varíe de tamaño en función de la actividad de los gases desprendidos. Cuando la actividad es baja, el volumen de la cámara de medición es grande, por el contrario cuando la actividad es alta, el volumen de la cámara de medición es reducido. El volumen se varía mediante la disposición de un sistema de control, conocido por sí mismo, para el desplazamiento en dirección axial de la cámara de medición de un pistón dispuesto en su interior. El pistón se desplaza dependiendo del nivel de actividad de los gases desprendidos. De este modo, la velocidad de cálculo del elemento de cálculo puede ser optimizada y en consecuencia el tiempo de medición puede reducirse al mínimo.

Un dispositivo según la invención puede realizar hasta 30 mediciones por hora del contenido en nucleidos de los gases inertes radioactivos existentes en los gases desprendidos del reactor nuclear.

Breve descripción de los dibujos

La Figura 1 muestra esquemáticamente un dispositivo según la invención para la determinación del contenido en nucleidos de los gases inertes radioactivos.

La Figura 2 ilustra un detector para la detección de las radiación gamma de los gases inertes.

La Figura 3 muestra una tabla de algunos de los gases inertes radioactivos que se producen en caso de un fallo de combustible y sus energías de fotones.

La Figura 4 muestra el rendimiento relativo R en función de la energía de fotones para un detector coaxial y para un detector plano.

Descripción de la forma de realización preferida

La Figura 1 muestra un dispositivo según la invención para la determinación, por detección y cálculo, del contenido en nucleidos de los gases inertes radioactivos. En la forma de realización escogida, los gases inertes se encuentran contenidos en los gases desprendidos durante el funcionamiento de un reactor nuclear. Parte de los gases desprendidos del reactor nuclear se hacen pasar a través de un conducto de entrada 2 al interior de un cilindro de sección transversal arbitraria, preferiblemente sustancialmente cilíndrica circular, que encierra una cámara de medición 1. La cámara de medición 1 está constituida de tal manera que su volumen puede variarse en función de la actividad de los gases desprendidos. Mediante la variación del volumen de la cámara de medición se hace posible la optimización de la velocidad de cálculo del número de impulsos. El volumen de la cámara de medición 1 se varía desplazando, en dirección axial de la cámara de medición 1, un pistón 4 dispuesto en el interior de la misma. En un lado de la cámara de medición 1 se encuentra un detector 3. El detector 3 es un detector plano, preferiblemente de germanio. El detector plano detecta aquellos fotones, la denominada radiación gamma, que son emitidos por los gases inertes contenidos en la cámara de medición 1 durante un periodo de tiempo de medición predeterminado. Cada fotón da lugar a un impulso cuya amplitud depende de la energía contenida en el fotón. El detector plano se conecta a un elemento de cálculo, conocido por sí mismo, que comprende una unidad de cálculo 5 y una unidad de análisis 6. La unidad de cálculo 5 cuenta el número de impulsos con diferentes energías y establece un espectro del número de impulsos para las diferentes energías. El espectro se transfiere después a la unidad de análisis 6, la cual analiza el espectro y presenta el resultado del análisis, por ejemplo en una pantalla en forma de un gráfico del contenido de nucleidos de los gases inertes. Un tal dispositivo según la invención es capaz de obtener tiempos de medición de menos de dos minutos, esto es, hasta 30 mediciones por hora.

La Figura 2 muestra, en principio, la forma en que se constituye el detector 3. Presenta la forma de una placa circular, la cual, en este ejemplo, tiene un espesor h = 5 mm y un diámetro d=30 mm. Los diferentes reactores nucleares tienen diferentes composiciones de nucleidos en sus gases desprendidos. El espesor del detector 3 puede encontrarse dentro del intervalo 3-10 mm. La elección del espesor depende de la composición de nucleidos de los gases desprendidos que deben medirse. Por supuesto, el diámetro del detector 3 también puede variar pero siempre debe ser mayor que su espesor.

La composición de nucleidos varía según la contaminación del núcleo y el tipo de fallo del combustible. Los nucleidos que deben detectarse son Xe-133, Xe-133m, Xe-135, Xe-135m, Xe-137, Xe-138, Kr-85m, Kr-87, Kr-88 y Kr- 89. La Figura 3 muestra una tabla de las energías de los fotones de esos nucleidos y sus respectivas abundancias fotónicas, esto es, la probabilidad de que un fotón tenga una determinada energía. Algunos de los fotones presentan varias energías de fotón diferentes, pero de la tabla se desprende claramente que algunos de los nucleidos tienen por lo menos un fotón con energía inferior a los 660 keV con una abundancia fotónica de más del 10%. esto significa que basta con medir las energías de fotones que se encuentran dentro del intervalo de 50-600 keV.

La Figura 4 muestra un gráfico de los rendimientos relativos R para dos diferentes detectores de cristal en función de la energía de fotón detectada. La curva A muestra el rendimiento relativo para un detector coaxial, descrito bajo la técnica anterior, que mide óptimamente en la gama de energías entre 100 keV y aproximadamente 2000 keV.

La curva B muestra el rendimiento relativo para un detector plano 3 que mide óptimamente en la gama de energías de 50-100 keV. Para la medición del nucleido más importante desde el punto de vista de un fallo de combustible, el Xe-133, el detector 3 tiene un alto rendimiento en la gama de energías que comprenden los 80 keV. Por rendimiento del detector 3 se entiende en el presente contexto la sensibilidad del detector ante cierta energía del fotón. Como todos los nucleidos que se desea detectar tienen por lo menos una energía de fotón por debajo de los 600 keV con una abundancia por encima del 10%, el detector 3 no precisa medir energías de fotón por encima de unos 600 keV, para obtener un resultado satisfactorio.

Claims (7)

1. Dispositivo para la determinación del contenido en nucleidos de gases inertes radioactivos que comprende un cilindro de sección transversal arbitraria que encierra una cámara de medición (1), en el que la cámara de medición contiene los gases inertes, un detector (3) para la detección de la radiación gamma emitida por los gases inertes, y unos elementos de cálculo (5, 6) para el cálculo del contenido en nucleidos de los gases inertes, basándose en la detección de la radiación gamma, caracterizado porque el detector (3) presenta la forma de una placa, cuyo espesor se encuentra dentro del intervalo 3-10 mm.

2. Dispositivo según la reivindicación 1, caracterizado porque durante el funcionamiento del reactor está previsto para la determinación del contenido en nucleidos de los gases inertes radioactivos existentes en los gases desprendidos de un reactor nuclear.

3. Dispositivo según las reivindicaciones 1 ó 2, caracterizado porque el detector (3) se encuentra situado próximo a una de las paredes de la cámara de medición (1).

4. Dispositivo según las reivindicaciones 2 ó 3, caracterizado porque la cámara de medición (1) está adaptada de tal manera que su volumen puede variar de tamaño en función de la actividad de los gases desprendidos con el fin de hacer posible una optimización del tiempo de medición.

5. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado porque los gases inertes cuyos nucleidos se detectan son el xenón y el criptón.

6. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado porque el detector (3) comprende germanio.

7. Dispositivo según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, caracterizado porque está previsto para la detección de un fallo de combustible de un reactor nuclear.