ES2351020A1 - Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. - Google Patents
Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. Download PDFInfo
- Publication number
- ES2351020A1 ES2351020A1 ES200930277A ES200930277A ES2351020A1 ES 2351020 A1 ES2351020 A1 ES 2351020A1 ES 200930277 A ES200930277 A ES 200930277A ES 200930277 A ES200930277 A ES 200930277A ES 2351020 A1 ES2351020 A1 ES 2351020A1
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- bar
- detector
- scanner according
- scanner
- shield
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 19
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 16
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 11
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 claims description 8
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 5
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 4
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 4
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 3
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 claims description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 26
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 10
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 8
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910004611 CdZnTe Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000006187 pill Substances 0.000 description 6
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 5
- 238000001314 profilometry Methods 0.000 description 5
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000012512 characterization method Methods 0.000 description 2
- 238000000205 computational method Methods 0.000 description 2
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 2
- 238000001730 gamma-ray spectroscopy Methods 0.000 description 2
- 229910052732 germanium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 206010067623 Radiation interaction Diseases 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- -1 dimensions Substances 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N dioxouranium Chemical compound O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 150000002290 germanium Chemical class 0.000 description 1
- GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N germanium atom Chemical compound [Ge] GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000002452 interceptive effect Effects 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 238000004801 process automation Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000004611 spectroscopical analysis Methods 0.000 description 1
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 1
- 230000001360 synchronised effect Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/063—Burn-up control
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
- G21F1/02—Selection of uniform shielding materials
- G21F1/08—Metals; Alloys; Cermets, i.e. sintered mixtures of ceramics and metals
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Abstract
La invención se refiere a un escáner para el análisis de barras de combustible nuclear que comprende un blindaje (1) y orificios (8,5) donde situar la barra de combustible (2) y uno o varios detectores de CZT (6). Los detectores de CZT permiten realizar un escáner ligero, simple y fácilmente transportable. El escáner tiene la ventaja añadida de que varios de sus elementos son intercambiables.
Description
Escáner para el análisis de una barra de
combustible nuclear.
La presente invención se aplica al campo de los
equipos de inspección de combustible nuclear, más en particular, a
un escáner de barras de combustible irradiadas.
En los reactores nucleares, se utilizan
elementos combustibles que comprenden una pluralidad de barras de
combustible nuclear, organizadas en forma de matriz, en filas y
columnas. Estas barras incluyen pastillas ("pellets") de
combustible, por ejemplo, de uranio (U), en forma de óxido de uranio
(UO_{2}), normalmente enriquecido en ^{235}U.
Con el fin de estudiar varios parámetros
característicos del rendimiento de las barras de combustible
(distribución lineal del calor emitido o quemado, emisión de gases
producto de la fisión, interacción de los elementos combustibles con
las paredes de las barras, etc.) existen diversos dispositivos. En
particular, un parámetro importante a tener en cuenta es el quemado,
una medida de la cantidad de energía térmica producida en el
combustible y que se puede expresar como el número de fisiones por
100 núcleos pesados (masa atómica >=232) presentes inicialmente
en el combustible. Las mediciones no invasivas del quemado pueden
basarse en la detección por ejemplo de la actividad del isótopo
^{137}Cs usando detectores de radiación gamma de media o alta
resolución. Existen detectores de radiación gamma basados en
cristales de germanio que se usan para medir la radiación gamma
emitida por los elementos combustibles después del uso de los mismos
en el reactor nuclear, como el descrito en la publicación "Studies
of Nuclear Fuel Performance Using On-site
Gamma-ray Spectroscopy and In-pile
Measurements, Ingvar Matsson, ISBN
91-554-6582-X".
Este detector de germanio requiere refrigeración
con nitrógeno liquido, algo que hace que el conjunto y su operación
sea complejo.
Este tipo de mediciones, que pueden incluir una
espectrometría, son necesarias para comprobar que el combustible se
ha quemado tal y como estaba previsto y hasta el limite
predeterminado, algo importante para el tratamiento y almacenamiento
posterior del elemento combustible una vez usado.
Existen también aparatos para medir y analizar
los gases emitidos por las barras de combustible al exterior, como
el descrito en la patente FR 2726936 A1. Sin embargo, un parámetro
de creciente interés es la concentración de gas en la parte interior
más alta de las barras de combustible y donde se sitúa el muelle
("plenum"), parámetro directamente relacionado con la actividad
del combustible durante el quemado. Se hacen necesarios por tanto,
dispositivos que faciliten la medida de estas concentraciones de gas
en el interior de la barra.
En la actualidad además, el coste de los
diferentes equipos de medida es elevado, y su transporte y montaje
se hace difícil debido a sus grandes dimensiones y al peso del
blindaje.
La presente invención tiene por objeto resolver
los problemas expuestos anteriormente mediante un escáner que
comprende un blindaje de un material capaz de proteger de las
radiaciones, medios de posicionamiento de la barra y de al menos un
detector, donde el detector esta constituido por TeCd dopado con Zn
u otro semiconductor de características similares y los medios de
posicionamiento de la barra y el detector están situados uno
respecto al otro de manera que permiten la detección por parte del
elemento sensible de isótopos irradiados por la barra.
Preferentemente, el blindaje es de un material
muy denso y con un alto número atómico, como el wolframio. Los
medios de posicionamiento serian orificios en el blindaje y el
orificio de la barra. Opcionalmente podría haber varios detectores
en orificios correspondientes. Asociados a cada detector puede haber
un colimador y/o un filtro para la detección de los isótopos de
interés (el isótopo ^{85}Kr, o los isótopos ^{134}Cs,
^{137}Cs, ^{154}Eu, ^{106}Ru o ^{140}La). Preferentemente,
el dispositivo incluye medios motorizados capaces de desplazar la
barra en el orificio que le corresponde a una velocidad controlada y
un tubo de inserción entre la barra de combustible y su orificio
correspondiente. El escáner se puede acoplar a un rack de elementos
combustibles en una piscina de almacenamiento temporal mediante una
plataforma configurada para tal
uso.
uso.
Gracias al detector de Cd(Zn)Te el
dispositivo de la invención es mucho más pequeño que los
dispositivos conocidos hasta ahora y además no requiere
refrigeración por nitrógeno liquido, lo cual reduce el coste y
complejidad del sistema.
El dispositivo objeto de la invención presenta
además la ventaja de poder realizar distintas mediciones sobre una
sola barra con distintos filtros y/o detectores con distintas
resoluciones, que son fácilmente intercambiables.
Con objeto de ayudar a una mejor comprensión de
la presente descripción, acuerdo con un ejemplo preferente de
realización práctica de la invención, se adjuntan las siguientes
figuras, cuyo carácter es ilustrativo y no limitativo:
La figura 1 muestra una sección vertical de una
realización de la invención.
La figura 2 muestra un corte axial de dicha
realización.
La figura 3 muestra una vista en perspectiva del
aparato colocado en el rack de la piscina del reactor, según una
realización de la invención.
La figura 4 muestra una sección vertical de una
realización con varios detectores.
La figura 5 muestra detalles de los filtros y la
región del plénum.
El escáner de barras de la invención realiza una
inspección de espectrometría gamma de resolución media mediante un
detector de estado sólido. La información suministrada por el
escáner de barras debe obtener:
- la medida de quemado y del tiempo de
enfriamiento a partir de la obtención de la medida isotópica de
^{137}Cs, ^{134}Cs, ^{106}Ru y ^{154}Eu, independientemente
de la información previa de la barra
- el perfil de los isótopos de interés
^{137}Cs, ^{134}Cs, ^{154}Eu, ^{106}Ru y gamma total y en
consecuencia el perfil de quemado.
- información milimétrica de la homogeneidad de
la columna de pastillas y de su longitud exacta
- la medida de ^{85}Kr en el plénum (FGR -
Fission Gas Release), utilizada para la medida de la presión dentro
de la barra.
- el perfil de ^{140}La en la determinación de
potencia al fin de un ciclo (medida a 5 semanas)
- capacidad para determinar contaminación de
^{60}Co en la zona de pastillas y en el plénum.
Esencialmente el escáner de barras obtiene la
misma información básica de caracterización que el escáner de alta
resolución de Ge del estado de la técnica incluida la medida de
^{85}Kr. Además, el sistema de control de posición axial permite
en la realización del perfil de la barra, una adquisición
sincronizada de la posición con respecto a la radiación gamma de la
región de interés, o con respecto a la totalidad de la radiación
gamma.
El detector es un cristal semiconductor de TeCd,
con Zn como impureza, compuesto que se denomina comúnmente CZT. Se
necesita un detector que proporcione información válida en el rango
de medida hasta 200.000 fotones/segundo, suficientemente eficiente
para energías de > 300 Kev y capaz de proporcionar resolución
suficiente a temperatura ambiente (unos 30º). Los detectores se
incorporarán a carcasas estancas presurizadas para trabajar a unos
10 metros bajo el agua. La radiación principal de control puede
corresponder al ^{137}Cs que se selecciona por proporcionar
información de quemado con tiempos de enfriamiento >6 meses. Si
el tiempo de enfriamiento es inferior podrá realizarse la inspección
con un tiempo de enfriamiento adecuado a la medida del ^{140}La
(de 5 a 6 semanas). Este rango de medida en energías del escáner
cubre a partir de la energía del ^{106}Ru. Por tanto cubre la
medida del ^{134}Cs del ^{137}Cs del ^{154}Eu y del ^{140}La
como se requiere para los objetivos que se pretenden.
Las radiaciones medidas entre 500 y 1500 Kev son
necesarias para determinar el quemado con un enfriamiento entre 6
meses y 100 años. Tras la operación en reactor con una energía
especifica por encima de 10 Mwd/TnU, para quemados inferiores
deberían prolongarse significativamente los tiempos de medida.
Los detectores de CZT probados cumplen con estas
especificaciones y requerimientos. La medida de ^{85}Kr con el
escáner de barras proporcionará la presión parcial de ^{85}Kr en
la región del muelle cuando se disponga de unos patrones de
calibración de geometría, rango de concentración y constitución
equiparables en todo a las barras analizadas, la medida se realiza
en un punto de la región del plénum en que por su alejamiento del
combustible no son esperables la presencia de isótopos que generen
interferencia en la medida, en cualquier caso, la ausencia de tales
isótopos es demostrable por la propia técnica.
El detector o detectores van colocados en un
blindaje de wolframio, según se puede ver en las figuras, estando
colimados por un orificio o ranura. En un orificio perpendicular al
anterior se coloca la barra a analizar de manera a optimizar la
posición relativa del detector y la zona de interés de la barra. En
la figura 1 se puede apreciar la región del plénum (4) y la de las
pastillas (3).
El analizador de espectros distingue las
emisiones de los isótopos de interés: ^{137}Cs, ^{134}Cs,
^{154}Eu, y ^{140}La, de forma que su medida se corresponda con
la abundancia de los mismos en la barra. En la medida podrán
incorporarse filtros que realizan una absorción selectiva de la
radiación que llega al detector.
El escáner de la invención proporciona la máxima
información relevante en condiciones de seguridad con un costo de
montaje y operación limitados, es decir, perfilometría axial de
quemado, de anomalías en la columna de pastillas, concentración de
^{85}Kr en la región del muelle y análisis de espectros de
isótopos de interés en posiciones axiales fijas e identificadas con
un control de posición axial.
El sistema propuesto realiza una caracterización
gamma completa de la barra en media resolución con un control
estático de la distancia detector/barra y con el registro en fichero
de la ubicación axial y el tiempo transcurrido desde el inicio. De
esta forma se asegura la precisión en las medidas y se reduce la
variabilidad.
La barra se coloca en el equipo mediante una
herramienta auxiliar motorizada autónoma de manejo de barra, que
proporciona una ubicación segura interfiriendo mínimamente con el
trabajo en la piscina del combustible. La herramienta que sujeta la
barra tiene un elemento pinza que sirve para coger la barra en una
posición segura, la herramienta introduce la barra en el escáner
(figura 1) a través de un orificio (8) con un elemento guía o embudo
(9), y tiene un sistema que permite variar y controlar la velocidad
para ajustaría a la requerida por la inspección. Preferentemente, el
sistema de avance autónomo de la barra es de tornillo sin fin con
control de velocidad digitalizado. La herramienta se puede colocar
anclada en el borde de la piscina de la central o bien mediante un
polipasto que está suspendido de la estructura o bien de la propia
grúa manipuladora de la piscina de combustible. Este sistema permite
la automatización del proceso eliminando la intervención del
operador, e incorporando secuencias de auto chequeo.
El movimiento de la barra es a una velocidad
controlada a través de los detectores y colimadores (6), cuyo número
puede variar según las necesidades (ver figuras 1 y 4), en principio
sin límite, controlándose la posición de los detectores respecto a
la altura de la barra. Esta posición se asocia a la señal de los
detectores. La inmovilización de cada detector en una posición fija
y reproducible está garantizada por el diseño mecánico (ver
figuras).
El sistema realiza una perfilometría gamma de la
región de interés (ROI) del ^{137}Cs o de cualquier otro isótopo
emisor gamma penetrante, con adquisición simultánea de espectros
gamma de media resolución, para discriminación de los isótopos, por
ejemplo ^{137}Cs, ^{134}Cs y ^{154}Eu. El equipo permite la
selección del colimador (7) a utilizar en cada inspección, adaptado
a las características de la barra, a la perfilometría, a la
optimización del tiempo muerto y a la minimización del pico de
aniquilación generado por la interacción de la radiación del
^{60}Co en la medida de la región del plénum ^{85}Kr.
El dispositivo incorpora también un sistema de
medida en la región del plénum que permite la determinación del
isótopo ^{85}Kr para determinar la presión interna de la barra,
mediante la aplicación de métodos computacionales que sustraen la
influencia de la radiación que proviene del material de la barra y
del muelle (ver figura 1).
El procesado de la señal de los detectores se
realiza mediante dispositivos en linea como osciloscopios digitales
y analizadores multicanal. El conjunto detector/electrónica permite
la evaluación inmediata del grado de quemado y una comparación con
el limite de aceptación. El sistema presenta en pantalla el
resultado de la inspección mediante el procesado de las señales de
los detectores, indicando los parámetros tales como la concentración
de actividad de ^{85}Kr, grado de quemado y grado de enfriamiento,
longitud de columna de pastillas y perfil con información de la
medida que permite su completa verificación. El analista de
radiometría se limita a una labor de supervisión del proceso y de
identificación de la barra en el sistema. Se supervisa en pantalla
las indicaciones de posición, tiempo transcurrido, espectros gamma
en tiempo real y cps de los perfiles gamma. En suma no hay
intervención de operadores en el proceso de medida del equipo de
inspección, a excepción del movimiento de la barra hasta el
escáner.
Para las mediciones relacionadas con la región
de pastillas de combustible, el/los detectores, pueden ser de CZT de
5 mm^{3} u otro similar, que proporciona pulsos rápidos de manera
que se hace posible la perfilometría en tiempos de recuento
razonables y los espectros obtenidos permiten una discriminación
inmediata entre los isótopos de referencia. El colimador, que puede
ser de wolframio u otro material equivalente, dispone del filtro con
rendija para perfilometría a partir de \sim0.5 mm y se diseña con
el grosor adecuado para minimizar la radiación dispersa. Se
incorpora además un filtro, que puede ser también de wolframio u
otro material de alto Z, para reducir en lo posible los pulsos de
energía inferiores a 500 kev en el procesador. Se maximiza por tanto
el tipo de impulsos que llegan al procesador digital portando
información de interés y se optimiza así el tiempo de recuento al
reducir el tiempo muerto y la radiación dispersa.
Para las mediciones en la región del plénum se
incorporan detectores de media resolución, que pueden ser de CdZnTe
(CZT) de 10 mm^{3} u otro similar que proporcionan pulsos rápidos
de manera que se hace posible la medida del pico de ^{85}Kr en
tiempos de recuento razonables. Los espectros así obtenidos permiten
una adecuada capacidad de discriminación. El colimador puede ser de
wolframio u otro material equivalente y se diseña, al igual que se
ha comentado anteriormente en el caso de la región de pastillas, con
el grosor idóneo para minimizar la radiación dispersa. Se puede
incorporar además un filtro, que también puede ser de wolframio u
otro material de alto Z, para reducción de los pulsos de energía
inferiores a 400 kev, maximizando el tipo de impulsos que llegan al
procesador digital portando información de interés y optimizándose
el tiempo de recuento al reducir el tiempo muerto y la radiación
dispersa. La medición relacionada con el isótopo ^{85}Kr permite
determinar la presión interna de la barra mediante la aplicación de
métodos computacionales de substracción de la radiación que proviene
del material de la barra y muelle.
Una ventaja adicional del equipo es que permite
realizar numerosos ajustes según las medidas que se deseen realizar:
insertar casquillos colimadores adaptados a la geometría de la
barra, interpolar filtros de diferentes características y alejar el
detector de la barra para los casos en los que la sensibilidad del
detector lo requiera. El blindaje permite la fácil incorporación de
filtros de diferentes espesores de acuerdo a los requerimientos de
la medida de barras de diferentes geometrías, grados de quemado o
grados de enfriamiento. También se pueden realizar mediciones de
barras con distintas geometrías, gracias a que es posible introducir
en el orificio de la barra distintos tubos de inserción.
El dispositivo puede llevar incorporado un
codificador de la posición axial integrándose esta información con
la correspondiente a los detectores activos que escanéan cada uno a
diferente altura de la barra una banda estrecha del plano
horizontal.
El blindaje común que contiene los detectores y
colimador es estanco y está presurizado. Para la realización de
perfiles la posición axial y cada medida son simultáneamente
registradas de forma sincronizada desde el inicio hasta el final de
la columna de pastillas (desde el contacto de la pastilla
combustible con el tapón inferior de la barra hasta el contacto de
la pastilla combustible con el muelle del plénum de la barra).
En el ejemplo preferencial de la figura 4, se
incorporan 3 analizadores gamma que se componen de 3 detectores de
CZT a temperatura ambiente (de volumen sensible de 1 a 60 mm^{3})
y 3 colimadores de wolframio integrados en un blindaje común con
ventanas de ranura o cónicas adaptadas a las inspecciones que se
vayan a llevar a cabo.
Así se podrá disponer de dos
colimadores/detec-
tores adecuados a la medida de ^{85}Kr en el plénum con objeto de obtener una información doblemente contrastada de dicha determinación y de un colimador/detector para medir el perfil y quemado de la región de pastillas.
tores adecuados a la medida de ^{85}Kr en el plénum con objeto de obtener una información doblemente contrastada de dicha determinación y de un colimador/detector para medir el perfil y quemado de la región de pastillas.
Opcionalmente, en vez de dos detectores para la
medida del ^{85}Kr, se puede disponer un colimador/de-
tector adecuado a la medida de ^{85}Kr en el plénum, de un colimador/detector para medir el perfil y quemado de la región de pastillas y de un colimador/detector adecuado para medir anomalías en la columna de pastillas.
tector adecuado a la medida de ^{85}Kr en el plénum, de un colimador/detector para medir el perfil y quemado de la región de pastillas y de un colimador/detector adecuado para medir anomalías en la columna de pastillas.
En suma, es posible preconfigurar la disposición
de los colimadores/detectores adaptándose a las necesidades de cada
momento con el objetivo de no tener que sacar el equipo del
agua.
En la figura 3 se puede observar como la
plataforma que soporta el blindaje, en su parte inferior, está
dotada de una estructura configurada para permitir que ella misma
pueda acoplarse en un rack para elementos combustibles en una
piscina de almacenamiento.
El dispositivo de la invención no requiere
suministro de nitrógeno, el blindaje es ligero, sencillo de
instalar, operar y mantener. Otras ventajas del dispositivo son que
permite la realización de la medida desde casi cualquier grado de
enfriamiento y grado de quemado. También es posible variar la
geometría de la barra, gracias a que es posible introducir en el
orificio de la barra distintas guías.
La invención no está limitada a las
realizaciones concretas que se han descrito sino abarca también, por
ejemplo, las variantes que pueden ser realizadas por el experto
medio en la materia (por ejemplo, en cuanto a la elección de
materiales, dimensiones, componentes, configuración, etc.), dentro
de lo que se desprende de las reivindicaciones
Claims (12)
1. Escáner para el análisis de una barra de
combustible nuclear (2), que comprende un blindaje de un material
capaz de proteger de las radiaciones (1) y medios de posicionamiento
de la barra y de al menos un detector (6),
caracterizado porque el detector esta
constituido por TeCd dopado con Zn u otro semiconductor de
características similares y los medios de posicionamiento de la
barra y el detector están situados uno respecto al otro de manera
que permiten la detección por parte del detector de isótopos
irradiados por la barra.
2. Escáner según la reivindicación 1,
caracterizado porque el blindaje (1) es de un material muy
denso de alto número atómico.
3. Escáner según la reivindicación 2
caracterizado en que el blindaje es de wolframio.
4. Escáner según las reivindicaciones 2 ó 3,
caracterizado porque dichos medios de posicionamiento
comprenden al menos un orificio destinado al detector (5) y otro
destinado a la barra (8) situados en el blindaje.
5. Escáner según la reivindicación 4,
caracterizado porque dichos medios de posicionamiento
comprenden además un elemento de guía (9) para la barra, situado en
el blindaje, de manera a facilitar la inserción de la barra en su
orificio.
6. Escáner según las reivindicaciones 4 ó 5,
caracterizado porque comprende varios detectores (6) y los
medios de posicionamiento de los detectores comprenden un orificio
para cada detector (5).
7. Escáner según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, caracterizado porque el/los
detectores incorporan un filtro (7) adaptado a la detección de unos
isótopos en particular.
8. Escáner según la reivindicación 7,
caracterizado porque el conjunto
filtro-detector (7) es capaz de detectar o el
isótopo ^{85}Kr, o los isótopos ^{134}Cs, ^{137}Cs,
^{154}Eu, ^{106}Ru o el ^{140}La.
9. Escáner según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, caracterizado porque además
incorpora un colimador por cada detector adaptado al isótopo o
isótopos a medir.
10. Escáner según cualquiera de las
reivindicaciones 4-9, caracterizado porque
comprende medios motorizados capaces de desplazar la barra en el
orificio que le corresponde a una velocidad controlada.
11. Escáner según cualquiera de las
reivindicaciones 4-10, caracterizado en que
comprende un tubo de inserción entre la barra de combustible (2) y
su orificio correspondiente (8).
12. Escáner según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, caracterizado porque comprende
una plataforma (11) configurada para acoplar el aparato (1) a un
rack (10) de elementos combustibles en una piscina de almacenamiento
temporal de elementos combustibles.
Priority Applications (6)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| ES200930277A ES2351020B1 (es) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. |
| ES10785781.5T ES2665460T3 (es) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Escáner para el análisis de una barra de combustible nuclear |
| SI201031669T SI2442312T1 (en) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | SKENER FOR ANALYSIS OF THE NUCLEAR FUEL BAR |
| HUE10785781A HUE038614T2 (hu) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Nukleáris üzemanyagrúd elemzésére szolgáló szkenner |
| PCT/ES2010/070380 WO2010142830A1 (es) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Escáner para el análisis de una barra de combustible nuclear |
| EP10785781.5A EP2442312B1 (en) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Scanner for analyzing a nuclear fuel rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| ES200930277A ES2351020B1 (es) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2351020A1 true ES2351020A1 (es) | 2011-01-31 |
| ES2351020B1 ES2351020B1 (es) | 2011-11-18 |
Family
ID=43308459
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES200930277A Active ES2351020B1 (es) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. |
| ES10785781.5T Active ES2665460T3 (es) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Escáner para el análisis de una barra de combustible nuclear |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES10785781.5T Active ES2665460T3 (es) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Escáner para el análisis de una barra de combustible nuclear |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP2442312B1 (es) |
| ES (2) | ES2351020B1 (es) |
| HU (1) | HUE038614T2 (es) |
| SI (1) | SI2442312T1 (es) |
| WO (1) | WO2010142830A1 (es) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR3009626B1 (fr) * | 2013-08-07 | 2015-08-21 | Commissariat Energie Atomique | Methode d'analyse de l'effet de la temperature sur un combustible irradie |
| DE102015102732A1 (de) * | 2015-02-25 | 2016-08-25 | Areva Gmbh | Vorrichtung und Verfahren zur Prüfung eines Brennstabes eines Brennelements |
| CN106935293B (zh) * | 2015-12-30 | 2019-10-15 | 韩电原子力燃料株式会社 | 核燃料棒密度测量装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003149344A (ja) * | 2001-11-19 | 2003-05-21 | Hitachi Ltd | 放射線監視設備 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5546435A (en) | 1992-11-16 | 1996-08-13 | Abb Atom Ab | Fission product leak detection in a pressurized-water reactor |
| DE60219219T2 (de) * | 2002-12-24 | 2008-01-10 | Belgonucléaire S.A. | Verfahren und vorrichtung zum durchführen einer qualitätskontrolle an einem mox-brennstab |
| WO2005008680A1 (en) * | 2003-07-23 | 2005-01-27 | Belgonucleaire Sa | Method and apparatus for controlling the homogeneity of mox fuel pellets |
| FR2880179B1 (fr) * | 2004-12-28 | 2007-02-23 | Framatome Anp Sas | Procede et dispositif de determination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un reacteur nucleaire et utilisation |
-
2009
- 2009-06-08 ES ES200930277A patent/ES2351020B1/es active Active
-
2010
- 2010-06-08 EP EP10785781.5A patent/EP2442312B1/en active Active
- 2010-06-08 SI SI201031669T patent/SI2442312T1/en unknown
- 2010-06-08 WO PCT/ES2010/070380 patent/WO2010142830A1/es active Application Filing
- 2010-06-08 HU HUE10785781A patent/HUE038614T2/hu unknown
- 2010-06-08 ES ES10785781.5T patent/ES2665460T3/es active Active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003149344A (ja) * | 2001-11-19 | 2003-05-21 | Hitachi Ltd | 放射線監視設備 |
Non-Patent Citations (5)
| Title |
|---|
| BASE DE DATOS WPI en Derwent Publications Ltd., (Londres, GB)& JP 2003149344 A (HITACHI ENG CO LTD, HITACHI LTD) 21.05.2003, resumen; figura 1. * |
| K. ABBAS, G. NICOLAOU, D. PELLOTTIERO, P. SCHWALBACH, y L. KOCH, "Gamma Spectrometry of spent nuclear fuel using a miniature CdTe detector", Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Julio 1996, Volumen 376, Número 2, Páginas 248-253. * |
| K. ABBAS, G. NICOLAOU, y L. KOCH, "In situ gamma spectroscopy of spent nuclear fuel using a CdTe detector", Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Diciembre 1996, Volumen 383, Números 2-3, Páginas 601-604. * |
| LORENZ M., VAN RYN J., MERK H., MARKERT M., EISERT W.G., "Portable gamma spectrometry system for simultaneous monitoring of radiotracers in vivo using CdTe and CdZnTe radiation detector probes" Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, Diciembre 1994, Volumen 353, Números 1-3,30, Páginas 448-452, Resumen. * |
| MATSSON, INGVAR, "Studies of nuclear fuel performance using on- site gamma-ray spectroscopy and in-pile measurements", Acta Universitatis Upsaliensis, Junio 2006, Digital Comprehensive Summaries of Uppsala Dissertations from the faculty of Science and Technology, ISBN 91-554-6582-X. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP2442312B1 (en) | 2018-01-10 |
| HUE038614T2 (hu) | 2018-10-29 |
| ES2351020B1 (es) | 2011-11-18 |
| EP2442312A1 (en) | 2012-04-18 |
| SI2442312T1 (en) | 2018-07-31 |
| WO2010142830A1 (es) | 2010-12-16 |
| ES2665460T3 (es) | 2018-04-25 |
| EP2442312A4 (en) | 2015-04-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8946645B2 (en) | Radiation-monitoring diagnostic hodoscope system for nuclear-power reactors | |
| Mayorov et al. | Gamma emission tomography for the inspection of spent nuclear fuel | |
| Holcombe et al. | A Novel gamma emission tomography instrument for enhanced fuel characterization capabilities within the OECD Halden Reactor Project | |
| Randriamalala et al. | FaNGaS: a new instrument for (n, n′ γ) reaction measurements at FRM II | |
| ES2351020B1 (es) | Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear. | |
| Gastrich et al. | The Dortmund Low Background Facility—Low-background gamma ray spectrometry with an artificial overburden | |
| JP2006512567A (ja) | Ｍｏｘ燃料棒を品質管理するための方法および装置 | |
| KR100925560B1 (ko) | 3차원 이동가능한 검출기를 구비하는 방사선 측정 장치 | |
| Ruskov et al. | TANGRA–an experimental setup for basic and applied nuclear research by means of 14.1 MeV neutrons | |
| CN204705719U (zh) | 一种便携式放射性污染测量仪 | |
| ES2306520T3 (es) | 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. | |
| Prokopowicz et al. | Determination of nuclear fuel burn-up axial profile by neutron emission measurement | |
| JP3544065B2 (ja) | 簡易型燃焼度モニタ | |
| RU99237U1 (ru) | Установка измерения выгорания ядерного топлива | |
| ES2659351T3 (es) | Aparato para la inspección radiométrica de elementos combustibles | |
| RU2366976C1 (ru) | Способ контроля пространственной конфигурации источников ионизирующего излучения в закрытых объемах и устройство для его осуществления | |
| CN103026264A (zh) | 用于监视位于手套箱中的核材料的设备 | |
| Poma et al. | Hot-spots finding with modular gamma-ray system for sort and segregate activities | |
| JP2002537545A (ja) | 核燃料を区別するための方法および装置 | |
| KR20190017446A (ko) | 이동식 방사선 측정 시스템 | |
| EP4174876A1 (en) | Device for detecting leaks in nuclear fuel elements inside storage containers | |
| RU2316064C2 (ru) | Способ и устройство для контроля качества мох-топливных стержней | |
| Kim | A Study on the Conceptual Design for the Development of Integrated γ Detector to verify the LWR Spent Fuel Assemblies | |
| Danilovich et al. | Radiological Survey of Contaminated Installations of Research Reactor before Dismantling in High Dose Conditions with Complex for Remote Measurements of Radioactivity-12069 | |
| RU108202U1 (ru) | Устройство определения выгорания ядерного топлива |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FG2A | Definitive protection |
Ref document number: 2351020 Country of ref document: ES Kind code of ref document: B1 Effective date: 20111118 |