ES2306520T3 - Procedimiento de simulacion de la respuesta de un detector de radiaciones emitidas por objetos radioactivos y procedimiento de control de elementos de combustible nuclear utilizando esta simulacion. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento de simulación de la respuesta de un detector (D) de radiaciones, a las radiaciones emitidas por objetos radioactivos conocidos (16), conteniendo cada objeto un radioelemento conocido o una mezcla conocida de radioelementos conocidos, estando asociado el detector a medios electrónicos de medición (7) que forman un sistema de recuento, procedimiento en el cual: - se memorizan los espectros de emisión radioactiva representativos de los radioelementos o de las mezclas de estos; - se memorizan las características de detección de las radiaciones, comprendiendo estas características de detección los datos representativos de los grosores atravesados por las radiaciones antes de la detección de éstas, - se memorizan las características de explotación de las radiaciones recibidas, comprendiendo estas características de explotación el ángulo de abertura del detector (D), las bandas de energías detectadas y las características de amplificación de los medios electrónicos de medición, - se escogen radioelementos o mezclas de estos entre aquellos cuyos espectros han sido memorizados, y - se utiliza un ordenador para tratar las características de detección, las características de explotación y los espectros que han sido memorizados para reproducir, de forma individual, las radiaciones emitidas para los radioelementos o las mezclas de radioelementos escogidos, y obtener así la respuesta simulada del detector a las radiaciones emitidas.
Description
Procedimiento de simulación de la respuesta de
un detector de radicaciones emitidas por objetos radioactivos y
procedimiento de control de elementos de combustible nuclear
utilizando esta simulación.
La presente invención se refiere a un
procedimiento de simulación de la respuesta de un detector de
radiaciones emitidas por objetos radioactivos, así como a un
procedimiento de control de elementos de combustible nuclear
utilizando esta simulación.
Se aplica en particular al control de varillas
de combustible nuclear ("nuclear fluel rods"), que comprenden
acumulaciones de pastillas de este combustible, pastillas que emiten
radiaciones \gamma.
Es conocido controlar un conjunto de estas
varillas con el fin de verificar la homogeneidad de las pastillas
de una categoría escogida.
Para hacer esto, se realiza una calibración
previa del sistema de medición de radiaciones \gamma que es
utilizado para el control. El detector de este sistema es, por
ejemplo, el que está descrito en los documentos
FR-A-2437002,
EP-A-0009450 y
JP-A-1527161 y que comprende un
dispositivo de centelleo anular, siendo este último preferentemente
de yoduro de sodio activado con talio NaI(Tl).
Esta calibración consiste igualmente en
construir varillas particulares y hacerlas pasar por delante del
detector para obtener lo que se denomina en estadísticas líneas de
regresión, que proporcionan en este caso la respuesta del detector
a las mezclas de polvos que componen las pastillas, según el
contenido de sus componentes/uranio y plutonio, por ejemplo), para
partes homogéneas de las varillas o para pastillas de una categoría
asiladas entre un grupo de pastillas de otra categoría.
Esto necesita numerosas mediciones y un número
considerable de varillas de calibración, representativas de estas
situaciones típicas pero inutilizables en un reactor.
La presente invención tiene por objeto
solucionar los inconvenientes anteriores proponiendo un
procedimiento que permite controlar económicamente las varillas de
combustible nuclear o, más generalmente, elementos de combustible
nuclear. En este procedimiento, la calibración preliminar del
sistema de medición es suprimida y sustituida por una simulación de
la respuesta del detector del sistema de medición, es decir, del
recuento efectuado por este sistema de medición. Se conocen, por el
documento EP 0280925 A, un procedimiento y un dispositivo para la
exploración gamma pasiva de una varilla de combustible nuclear.
De forma precisa, la presente invención tiene
por objeto en primer lugar un procedimiento de simulación de la
respuesta de un detector de radiaciones emitidas por objetos
radioactivos según la reivindicación 1.
Según un modo de realización preferido del
procedimiento objeto de la invención, se construyen además líneas
de regresión a partir de la respuesta simulada.
El detector es, por ejemplo, un detector de
radiaciones \gamma y la invención se aplica muy particularmente
al caso en que dichos objetos son elementos de un combustible
nuclear.
La invención se refiere también a un
procedimiento de control de un conjunto de elementos de combustible
nuclear según la reivindicación 5.
Los elementos son, por ejemplo, varillas de
combustible nuclear, comprendiendo estas varillas acumulaciones de
pastillas de este combustible nuclear.
En este caso, el detector comprende, por
ejemplo, un dispositivo de centelleo anular y se puede utilizar,
por ejemplo, un dispositivo de centelleo de yoduro de sodio.
La presente invención se comprenderá mejor
mediante la lectura de la descripción de ejemplos de realización
proporcionados a continuación, con carácter puramente ilustrativo y
en absoluto limitativo, haciendo referencia a los dibujos anejos en
los cuales:
la figura 1 es una vista esquemática de un
detector en el que se desea simular la respuesta, según un plano
perpendicular al eje de este detector, y
la figura 2 es una vista esquemática del
detector representado en su recinto protegido, según un plano
paralelo a su eje.
Se supone que se desea controlar una tanda, es
decir, un conjunto de varillas de combustible nuclear. Cada varilla
es una acumulación de pastillas que contienen, por ejemplo, óxido de
uranio y/o óxido de plutonio. Se controlan estas varillas pastilla
por pastilla. Para hacer esto se utiliza, por ejemplo, el detector
descrito en los documentos mencionados con anterioridad. Se
describe en lo que sigue la estructura de este detector haciendo
referencia a las figuras 1 y 2.
Se trata de un detector de radiaciones \gamma
que comprende un dispositivo de centelleo 1 de forma anular,
asociado a tres fotomultiplicadores 2, 3 y 4. Se observa en las
figuras 1 y 2 una varilla que se desea controlar y que está
constituida por pastillas 5. El detector comprende también un
diafragma o colimador 6. Este diafragma limita a aproximadamente la
longitud de cada pastilla el flujo de radiaciones \gamma emitido
por esta pastilla en dirección al dispositivo de centelleo. Los
tres fotomultiplicadores están regularmente repartidos en la
periferia del dispositivo de centelleo. Las salidas de estos
fotomultiplicadores están asociadas a medios electrónicos de
medición que forman un sistema 7 de recuento que se describirá con
posterioridad.
El dispositivo de centelleo está dividido en
sectores iguales 10, 11 y 12 ópticamente aislados unos de otros y
respectivamente asociados a los fotomultiplicadores 2, 3 y 4. Este
dispositivo de centelleo es preferentemente del tipo de yoduro de
sodio, activado por talio. Se observan las capas 13, 14 y 15 de un
aislante óptico como aluminio que sirven para el aislamiento óptico
de los sectores del dispositivo de centelleo.
Se observa en la figura 2 un recinto protegido E
que protege el detector contra las radiaciones \gamma que
pudieran perturbar las mediciones. Se observa también que las
pastillas 5 de la varilla 16 están contenidas en la funda 17. Esta
varilla es desplazada por medio no representados que siguen una
dirección 18. Se observan también dos piezas anulares 19 y 20 que
constituyen el diafragma 6 y que son opacas a las radiaciones
\gamma. Estas piezas tienen un espacio de abertura e que puede
ser regulado por medios no representados. El desplazamiento de la
varilla que va a ser controlada se efectúa en el eje 21 del
detector.
El sistema de recuento 7 comprende
amplificadores-estabilizadores 22 asociados
respectivamente a los fotomultiplicadores, un sumador 23 cuyas
entradas están asociadas a estos amplificadores y analizadores
monocapa 24 (cuatro en el ejemplo de la figura 2) cuyas entradas
están asociadas a la salida del sumador 23. Está previsto un
ordenador 25 para el tratamiento de las señales suministradas por
estos analizadores monocapa 24. Este ordenador está asociado a una
memoria 26 y a medios 27 de pantalla y está igualmente diseñado para
poner en marcha el programa utilizado para la simulación de la
respuesta del detector.
Cuando se hace una medición sobre una pastilla 5
se obtiene, mediante suma, un espectro total para el conjunto de
los isótopos de esta pastilla (número de impulsos por canal de
energía en función de la energía) y según la invención el programa
permite simular la respuesta del detector D y, por tanto, obtener un
espectro aproximadamente igual al del espectro total.
La simulación de la respuesta del detector D es
puramente numérica y está basada en el programa que está almacenado
en la memoria 26 y en el que se introducen: (a) espectros de emisión
radioactiva representativos de ciertos radioelementos o sus mezclas
y que están igualmente memorizados en la memoria 26, (b)
características de detección, en forma de coeficientes y de datos
que modelan en particular los grosores atravesados por las
radiaciones \gamma y que representan por tanto la atenuación, (c)
las características de funcionamiento de las radiaciones \gamma
recibidas, que representan particularmente el ángulo de abertura del
detector, las bandas de energía detectadas y la amplificación de
los datos electrónicos y (d) un motor matemático para reproducir de
forma individual las radiaciones \gamma emitidas para los
radioelementos escogidos o las mezclas de radioelementos
escogidos.
La generación simulada de las veces
representativas de la radiación está asegurada por el método de
Monte Carlo que recurre a números aleatorios.
Es posible así obtener respuestas simuladas del
detector D que permiten construir líneas de regresión análogas a
las utilizadas en la técnica anterior pero sin proceder a una
verdadera medición. Solo se hace una calibración del detector con
una varilla cualquiera de la tanda que va a ser controlada, varilla
cuya composición real se ha analizado por adelantado. La respuesta
real del detector D obtenida con esta varilla permite calcular una
masa ficticia que sirve para lodos los cálculos posteriores.
Se proporcionan a continuación precisiones
complementarias sobre la simulación.
Con el programa se calcula un número de
recuentos y se busca reproducir el número de recuentos de una
pastilla real. La varilla utilizada para la calibración permite
"calibrar" el programa. Se conoce la composición isotópica y
el porcentaje de cada radioelemento de cada pastilla de esta
varilla. Durante la simulación se calcula, para cada isótopo i que
contribuye al especto, la actividad de este isótopo teniendo en
cuenta todas las energías j y todas las atenuaciones k que
intervienen entre el dispositivo de centelleo y una pastilla
ficticia.
El motor matemático permite hacer una
distribución gaussiana de la energía en función de la
resolución.
Se obtiene así un espectro simulado para cada
isótopo i considerado. Mediante suma se obtiene un espectro total
par el conjunto de los isótopos. Por tanto, se ha simulado la
respuesta del detector. Seguidamente (o según otro modo de
realización particular, antes de esta simulación) se utiliza la
varilla de calibración. Para cada pastilla de esta última se
obtiene un recuento verdadero por medio del detector D.
Se pone en marcha la simulación. Se introducen
en el ordenador los parámetros relativos a la pastilla así
controlada. El ordenador calcula un espectro para una región de
interés (es decir, una o varias bandas de energía de interés). Si
el recuento obtenido mediante la simulación es demasiado elevado o
por el contrario no es suficientemente elevado, se corrige la masa
ficticia hasta obtener el mismo recuento que con la pastilla
realmente controlada (siendo la masa ficticia la masa de pastilla
para la que se desea simular una respuesta por parte del detector,
haciendo intervenir no la forma del espectro sino la amplitud de
éste). Cuando se obtiene un recuento equivalente, es decir, la masa
ficticia correcta, se guarda este valor que permite el cálculo de
todos los demás puntos de las líneas de regresión.
Muchos otros detectores pueden ser utilizados en
lugar del detector de dispositivo de centelleo anular de yoduro de
sodio. Se podría utilizar, por ejemplo, un detector de dispositivo
de centelleo plano de NaI o un detector de dispositivo de centelleo
de GeLi.
Además, la invención permite simular y controlar
otros elementos combustibles distintos de las varillas anteriormente
mencionadas, cuyas pastillas son generalmente cilíndricas. Se
podrían simular y controlar, por ejemplo, elementos en forma de
placa que contengan pastillas no cilíndricas. Además, la presente
invención no esta limitada a la simulación y el control de
elementos combustibles nucleares. Permite simular y controlar otros
muchos objetos radioactivos como, por ejemplo, recipientes
producidos en serie y que contienen un material radioactivo.
Se proporcionan seguidamente, con carácter
puramente indicativo y en absoluto limitativo, los bucles de
cálculos utilizables para la simulación de la respuesta del
detector D mencionado con anterioridad (figuras 1 y 2) para una
pastilla 5 de un combustible nuclear formado por una matriz de
uranio que contiene varios isótopos de plutonio, que son los únicos
isótopos considerados en los cálculos que siguen:
en la
cual:
A\nu = número de Avogadro =
6,022x10^{23}
A_{(i)} = peso atómico del isótopo (i)
M = masa ficticia de la pastilla
ti = contenido isotópico = porcentaje de Pu en
la matriz
%isótopo_{(i)} = porcentaje del isótopo (i)
contenido en la matriz
\lambda_{(i)} = constante de desintegración
del isótopo (i)
\vskip1.000000\baselineskip
en las
cuales:
\eta = rendimiento geométrico del detector
\alpha = porcentaje de resolución
independiente de la energía, definido experimentalmente
resolución_{(j)} = resolución del detector
para la energía_{(j)}
s = superficie del dispositivo de centelleo
\vskip1.000000\baselineskip
en la
cual:
Z_{(k)} = número atómico del elemento
atenuante (k)
\rho_{(k)} = densidad del elemento atenuante
(k)
A_{(k)} = peso atómico del elemento atenuante
(k)
en la
cual:
X_{(k)} = grosor del elemento atenuante
(k)
\vskip1.000000\baselineskip
en el cual:
Flujo inicial_{(i,j,k-1)} para
k=1 = flujo inicial_{(i,j)}
Dispositivo de centelleo de NaI:
en la
cual:
Z_{(NaI)} = número atómico medio de NaI
A_{(NaI)} = peso atómico medio de NaI
\rho_{(NaI)} = densidad media de NaI
X_{(NaI)} = grosor del dispositivo de
centelleo de NaI
\vskip1.000000\baselineskip
\vskip1.000000\baselineskip
Se calculan N = 1200 valores vn mediante el
trazado de números aleatorios siguiendo una distribución gaussiana
centrada en un valor medio igual a Energía_{(j)} y que tiene una
desviación típica igual a Resolución_{(j)}
\sum\limits^{N}_{n=1}V_{n} proporciona el
espectro de absorción_{(i,j)} de NaI
\vskip1.000000\baselineskip
\vskip1.000000\baselineskip
Campana Compton:
en la
cual:
h = constante de Planck
\nu_{(j)} = frecuencia correspondiente a la
energía representada por Energía_{(j)}, y la energía de la
campana Compton específica para NaI y representada por
Energía_{(j')} es la energía del fotón difundido que es inferior a
Energía_{(j)}
\newpage
Se calculan N = 1200 valores vn mediante el
trazado de números aleatorios siguiendo una distribución gaussiana
centrada en un valor medio igual a la Energía_{(j')} y que tiene
una desviación típica igual a Resolución_{(j')}
\sum\limits^{N}_{n=1}V_{n} proporciona el
espectro de dispersión_{(i,j')} de NaI
\vskip1.000000\baselineskip
Frente Compton (estando representada la energía
del frente Compton por Energía_{(j'')} y siendo inferior a
Energía_{(j')})
\vskip1.000000\baselineskip
en la
cual:
\vskip1.000000\baselineskip
Se calculan N = 1200 valores vn mediante el
trazado de números aleatorios siguiendo una distribución gaussiana
centrada sobre un valor medio igual a Energía_{(j'')} y que tiene
una desviación típica igual a Resolución_{(j'')}
\sum\limits^{N}_{n=1}V_{n} proporciona el
espectro de dispersión_{(i,j'')} de NaI
\vskip1.000000\baselineskip
Cálculo del Fondo Compton (estando representada
la energía del fondo Compton por Energía_{(j''')} y siendo
inferior a Energía_{(j)})
\newpage
en la cual:
\vskip1.000000\baselineskip
Se calcula N = 1200 valores de vn por trazado de
números aleatorios, siguiendo una distribución gaussiana centrada
sobre un valor medio igual a la Energía_{(j''')} y que tiene una
desviación típica igual a Resolución_{(j''')}
\sum\limits^{N}_{n=1}V_{n} proporciona el
espectro de dispersión_{(i,j''')} de NaI
\vskip1.000000\baselineskip
\vskip1.000000\baselineskip
Se escoge seguidamente una región de interés o
banda de energía de interés (por ejemplo, de 75 keV a 10 keV) y se
calcula el número de impulsos S =
\sum\limits_{i,j}\sum\limits^{N}_{n=1}(Vn relativo al
espectro de absorción_{(i,j)} de NaI) en esta banda de energía.
Por tanto, se ha desechado la dispersión pero, en otro modo de
realización particular, se podría tener en cuenta.
Se determina seguidamente de forma experimental
T_{m} que es el porcentaje de tiempo muerto global que es
adecuado para el sistema de recuento 7 del detector D y se calcula S
x t_{m}.
Seguidamente se pueden volver a hacer los
cálculos para otras regiones de interés, es decir, bandas de energía
diferentes.
Claims (8)
1. Procedimiento de simulación de la respuesta
de un detector (D) de radiaciones, a las radiaciones emitidas por
objetos radioactivos conocidos (16), conteniendo cada objeto un
radioelemento conocido o una mezcla conocida de radioelementos
conocidos, estando asociado el detector a medios electrónicos de
medición (7) que forman un sistema de recuento, procedimiento en el
cual:
- se memorizan los espectros de emisión
radioactiva representativos de los radioelementos o de las mezclas
de estos;
- se memorizan las características de detección
de las radiaciones, comprendiendo estas características de
detección los datos representativos de los grosores atravesados por
las radiaciones antes de la detección de éstas,
- se memorizan las características de
explotación de las radiaciones recibidas, comprendiendo estas
características de explotación el ángulo de abertura del detector
(D), las bandas de energías detectadas y las características de
amplificación de los medios electrónicos de medición,
- se escogen radioelementos o mezclas de estos
entre aquellos cuyos espectros han sido memorizados, y
- se utiliza un ordenador para tratar las
características de detección, las características de explotación y
los espectros que han sido memorizados para reproducir, de forma
individual, las radiaciones emitidas para los radioelementos o las
mezclas de radioelementos escogidos, y obtener así la respuesta
simulada del detector a las radiaciones emitidas.
2. Procedimiento según la reivindicación 1, en
el que se construyen además líneas de regresión a partir de la
respuesta simulada del detector a las radiaciones emitidas.
3. Procedimiento según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 y 2, en el que el detector (D) es un detector de
radiaciones \gamma.
4. Procedimiento según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 a 3, en el que los objetos son elementos de
combustible nuclear (16).
5. Procedimiento de control de un conjunto de
elementos de combustible nuclear (16) poniendo en práctica el
procedimiento según una cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3,
procedimiento de control en el que dichos objetos son elementos de
combustible nuclear y en el que:
- se analiza la composición real de uno
cualquiera de los elementos del conjunto,
- se efectúa una calibración del detector (D)
con este elemento del que se ha analizado la composición real,
- por medio de la respuesta del detector,
obtenida durante esta calibración, se corrige la respuesta simulada
del detector a las radiaciones emitidas para los radioelementos o
las mezclas de radioelementos hasta obtener, para el elemento del
que se ha analizado la composición real, una respuesta simulada
igual a la suministrada por el detector para este elemento, y
- se controla el conjunto de los elementos por
medio del detector cuya respuesta simulada ha sido corregida.
6. Procedimiento según la reivindicación 5, en
el que los elementos son varillas de combustible nuclear (16),
comprendiendo estas varillas acumulaciones de pastillas (5) de este
combustible nuclear.
7. Procedimiento según la reivindicación 6, en
el que el detector (D) comprende un dispositivo de centelleo anular
(1).
8. Procedimiento según una cualquiera de las
reivindicaciones 6 y 7, en el que el detector (D) comprende un
dispositivo de centelleo de yoduro de sodio (1).
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9810513 | 1998-08-18 | ||
| FR9810513A FR2782562B1 (fr) | 1998-08-18 | 1998-08-18 | Procede de simulation de la reponse d'un detecteur de rayonnements emis par des objets radioactifs et procede de controle d'elements de combustible nucleaire utilisant cette simulation |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2306520T3 true ES2306520T3 (es) | 2008-11-01 |
Family
ID=9529750
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES99936745T Expired - Lifetime ES2306520T3 (es) | 1998-08-18 | 1999-08-17 | Procedimiento de simulacion de la respuesta de un detector de radiaciones emitidas por objetos radioactivos y procedimiento de control de elementos de combustible nuclear utilizando esta simulacion. |
Country Status (8)
| Country | Link |
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| JP (1) | JP4731688B2 (es) |
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| ES (1) | ES2306520T3 (es) |
| FR (1) | FR2782562B1 (es) |
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