DETECTOR DE DEFECTOS EN BARRAS DE COMBUSTIBLE QUE
- UTILIZA UN GENERADOR DE NEUTRONES
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- Descripción detallada de la invención
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- Campo técnico
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- La presente invención se refiere a detectores de defectos en barras de
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- combustible, como los empleados para la inspección de las barras de
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- 1 O
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combustible nuclear utilizadas en reactores nucleares, y en particular a un
- detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador de
-
- neutrones, que gracias al uso de una fuente emisora de neutrones en
-
- substitución de Cf-232, permite reducir los costes de operación, prolongar su
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- vida útil y facilitar el mantenimiento y la reparación.
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- Antecedentes de la invención
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- Por lo general, el combustible nuclear empleado en reactores nucleares,
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- etc. está formado por unas pastillas sinterizadas de unos 6 gramos de óxido de
-
- uranio. Se introducen aproximadamente 380 de estas pastillas sinterizadas y
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un muelle junto con helio presurizado en un tubo hueco de aleación circaloy
- de aproximadamente 4 metros de largo y se sella herméticamente con un
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- elemento terminal, para formar una barra de combustible.
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- Las barras de combustible con esta configuración se usan para formar un
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- conjunto de combustible nuclear (llamado elemento de combustible), que
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comprende una placa de soporte con cavidades arriba y abajo por las que pasa
- refrigerante y por una rejilla rectangular en el centro que mantiene la
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- separación entre las barras de combustible, que contiene unas 60 en el caso de
-
- reactores nucleares de agua en ebullición y unas 230 en el caso de reactores
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- de agua presurizada. El conjunto de combustible nuclear así formado se carga
-
- y se extrae como una unidad del reactor nuclear, y es de esta forma como el
-
- combustible nuclear se carga y se extrae del reactor nuclear.
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- Para que dichos elementos de combustible con esta configuración se
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fisionen de forma estable dentro del reactor, se examinan previamente con un
- detector de defectos la integridad, la densidad y la separación de las pastillas
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- sinterizadas en el interior de las barras de combustible y, tras eliminar las
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- defectuosas, se cargan en el reactor.
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- Como ejemplos de precedentes de estos detectores de defectos para la
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- 1O
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inspección de barras de combustible, se pueden citar los detectores de
- defectos activos y pasivos de la empresa NDA-TECH (Estados Unidos).
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- De éstos, los detectores de defectos pasivos detectan las radiaciones
-
- emitidas por las barras de combustible y las analizan para detectar defectos en
-
- las mismas, de forma que no necesitan una fuente de neutrones. Para detectar
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- 15
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de forma precisa los defectos en las barras de combustible, el tamaño del
- dispositivo debe ser muy grande, lo que hace necesario mucho espacio para su
-
- instalación y los hace poco prácticos.
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- A diferencia de éstos, los detectores de defectos activos están construidos
-
- para generar neutrones en su interior, irradiar las barras de combustible, y
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- 20
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detectar después los rayos gamma producidos por la reacción de los neutrones
- con el uranio en el interior de la barra de combustible, y emplear su análisis
-
- para detectar defectos en la barra de combustible. Por esta razón, se pueden
-
- instalar en espacios reducidos y su inspección de las barras de combustible es
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- más precisa, lo que hace que sean los más utilizados.
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La figura 1 representa una sección de un detector de defectos activo. Como
- se muestra en la figura 1, los detectores de defectos activos ( 1) hasta la fecha
-
- comprenden una cubierta (2) cilíndrica de plomo; un medidor de densidad (3)
-
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que mide la longitud y la densidad de las pastillas de combustible, instalado en
-
- el lado de la cubierta (2) por el que se alimentan las barras de combustible;
-
- una fuente de Cf-252 (4) provista de Cf-252 situada en el interior de la
-
- cubierta (2); un detector de rayos gamma (y) (5) capaz de detectar rayos
-
- gamma mediante BGO (germanato de bismuto), fotodetectores, etc., instalado
-
- 5
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en la parte exterior del lado de la cubierta (2) por el que se extraen las barras
- de combustible (F); y un mecanismo de transporte (T) que introduce la barra
-
- de combustible dentro de la cubierta (2) y que extrae de la cubierta (2) la
-
- barra de combustible ya analizada. Dicho detector de defectos activo (1) del
-
- tipo usado hasta el presente que utiliza una fuente de Cf-252 (4) tiene el
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- 1O
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problema de que debido a que el Cf-252 produce de forma continua neutrones
- y rayos gamma muy potentes, debe encapsularse completamente por seguridad
-
- de los operarios, lo que aumenta el tamaño necesario de la cubierta (2), hecho
-
- que incrementa el peso y dimensiones del detector de defectos y provoca que
-
- el tiempo para reubicarlo o instalarlo sea notablemente mayor.
-
- 15
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Además, en el caso del detector de defectos activo (1) del tipo usado hasta
- el presente que utiliza Cf-252, debido a que el Cf-252 emite de forma
-
- continua radiaciones que contienen neutrones, rayos gamma, etc., para
-
- proteger a los operarios de estas radiaciones durante el mantenimiento
-
- (reparaciones, inspecciones de rendimiento, etc.), es necesario instalar el
-
- 20
-
detector de rayos gamma y otros dispositivos de detección en el exterior de la
- cubierta, hecho que provoca que el volumen del detector tenga que ser mayor
-
- y, además, que los dispositivos de detección deban detectar las señales de la
-
- reacción de la barra nuclear desde una posición alejada del punto donde la
-
- barra de combustible reacciona con los neutrones, por lo que la intensidad de
-
- 2 5
-
la señal es menor y dificulta la inspección precisa de defectos en la barra de
- combustible, problema que se tiene que compensar mediante programas
-
- informáticos. Por tanto, los detectores de defectos hasta el presente, presentan
-
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el problema de que necesitan gran cantidad de gastos accesorios, como por
-
ejemplo el desarrollo de programas informáticos, para llevar a cabo una
- inspección precisa.
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- Por otro lado existe el problema de que el periodo de semidesintegración
-
- del Cf-252 es de 2,65 años, de modo que debe reemplazarse cada 2,65 años,
-
- 5
-
y esto es muy costoso (en octubre de 2008: aproximadamente 350 millones de
- wones). Existe además del problema de que para efectuar el recambio del Cf
-
- 252 se debe tener en cuenta el tiempo se necesita para fabricar el Cf-252 y
-
- encargarlo con antelación; incluso una vez comprado, se necesita mucho
-
- tiempo para reemplazarlo (aproximadamente 5 días), lo que hace más largo el
-
- 1O
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tiempo que se interrumpe la producción de combustible para reactor nuclear
- de agua ligera y reduce notablemente la producción de barras de combustible.
-
- Además, el suministrador exclusivo de fuentes de Cf-252 es la empresa
-
- estadounidense Frontier Technology Corporation (FTC), se han comunicado
-
- casos de problemas para el suministro estable de fuentes, y el suministro de
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- 15
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fuentes de Cf-252 se ha ido haciendo más difícil. A causa a esto, en el año
- 2008 la empresa española ENUSA tuvo problemas después de adquirir
-
- fuentes. Por tanto, existe la necesidad real del desarrollo de detectores de
-
- defectos activos para la inspección de barras de combustible que no empleen
-
- fuentes de Cf-252.
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- 20
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- DESCRIPCIÓN
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- Objeto de la invención
-
- Por tanto, el objeto de la presente invención es ofrecer un detector de
-
- defectos en barras de combustible que utiliza un generador de neutrones que
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- 25
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dé solución a los problemas que presentan los detectores de defectos en barras
- de combustible activos desarrollados hasta el presente, y para ello se
-
- substituye la fuente de Cf-252 utilizada en los detectores de defectos en barras
-
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de combustible activos desarrollados hasta el presente por un generador de
-
- neutrones, con lo que se reduce el coste que supone reemplazar el Cf-252 y,
-
- al ser menores la radiación y los neutrones emitidos, se reduce en
-
- consecuencia el peso de la cubierta. Colocando el detector de rayos gamma
-
- donde las barras de combustible reaccionan en la cubierta con los neutrones,
-
- 5
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se reducen las dimensiones y peso totales y se facilita el montaje, reubicación,
- así como el mantenimiento, y se mejoran las condiciones seguridad de los
-
- operarios durante las labores de mantenimiento, puesto que apagando el
-
- generador de neutrones se interrumpe de raíz la generación de radiación y de
-
- neutrones. Además, al ubicar el detector de rayos gamma en el interior de la
-
- 1O
-
cubierta bajo el generador de neutrones, se consigue aumentar notablemente la
- precisión de la inspección de la integridad y la existencia de defectos en la
-
- separación de las pastillas sinterizadas que componen las barras de
-
- combustible.
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- 1 5
-
Solución al problema
- El detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador
-
- de neutrones al que se refiere la presente invención y que tiene dicho objeto
-
- está caracterizado porque comprende: un generador de neutrones; una
-
- cubierta que alberga en su interior dicho generador de neutrones; un detector
-
- 20
-
de rayos gamma colocado en la región donde los neutrones emitidos por dicho
- generador de neutrones reaccionan con la barra de combustible, al otro lado
-
- de dicha barra de combustible y orientado de cara a la cubierta; y que
-
- adicionalmente comprende un medidor de densidad para la medición de la
-
- longitud y la densidad, y dispositivos adicionales para el transporte de las
-
- 25
-
barras de combustible que se envían hacia el interior de la cubierta.
- Dicho generador de neutrones se caracteriza porque comprender un
-
- generador de neutrones deuterio-deuterio y que es de tipo pulsado. El detector
-
-
de defectos al que se refiere la presente invención, mediante la aplicación de
-
- dicho generador de neutrones, permite que los operarios lleven a cabo de
-
- forma segura las labores de mantenimiento tales como reparación e inspección
-
- del detector de rayos gamma, gracias a que se puede interrumpir el
-
- funcionamiento del generador de neutrones, lo que interrumpe la generación
-
- 5
-
de radiación. A diferencia de los modelos utilizados hasta el presente, el
- detector de rayos gamma se coloca adyacente a una posición al otro lado de la
-
- barra de combustible y orientado de cara a la cubierta, lo que incrementa la
-
- precisión de la inspección de las barras de combustible.
-
- Dicha cubierta contiene en su interior un generador de neutrones y
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- 1 O
-
comprende un recinto hermético de paredes de plomo relleno con material
- moderador. La pared del lado por el que se transporta la barra de combustible
-
- está formada por una plancha moderadora para convertir los neutrones en
-
- neutrones térmicos.
-
- El detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador
-
- 1 5
-
de neutrones al que se refiere la presente invención y que tiene esta estructura
- se puede implementar como detector de defectos en barras de combustible
-
- múltiple, incorporando varias filas de sistemas de transporte para barras de
-
- combustible, medidores de densidad y detectores de rayos gamma.
-
- El detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador
-
- 20
-
de neutrones al que se refiere la presente invención y que tiene esta estructura
- examina la longitud, la densidad, la distribución y los espacios entre las
-
- pastillas de combustible mediante un medidor de densidad cuando realiza la
-
- inspección de las barras de combustible.
-
- Después, cuando se transporta la barra de combustible por la parte inferior
-
- 25
-
de la cubierta, se activa el generador de neutrones, lo que transforma los
- neutrones emitidos por el mismo en neutrones térmicos mediante la plancha
-
- moderadora y se irradian sobre la barra de combustible.
-
-
El combustible nuclear del interior de la barra de combustible irradiada con
-
neutrones térmicos reacciona con los mismos y emite rayos gamma, que detecta directamente el detector de rayos gamma situado al otro lado de la barra de combustible y orientado de cara a la cubierta, de forma que se puede analizar la estructura, zonas de fractura y zonas de contaminación de las pastillas de combustible de la barra de combustible. Así, el detector de rayos gamma colocado de esta forma al otro lado de la barra de combustible y orientado de cara a la cubierta puede captar los rayos gamma emitidos por la barra de combustible y detectarlos para llevar a cabo una inspección precisa de la misma.
Eficiencia
El detector de defectos en barras de combustible que utiliza un generador de neutrones con esta estructura al que se refiere la presente invención presenta las siguientes ventajas: 1.-Reduce los costes de recambio del Cf-252 y de operación. 2.-Emite menos cantidad de radiación y neutrones que el Cf-252, por lo que el grosor de la cubierta puede ser menor, lo que hace que el peso del detector de defectos en barras de combustible se reduzca y facilita su transporte e instalación. 3.-Gracias al empleo del generador de neutrones, cuando se tienen que realizar labores de mantenimiento tales como reparación, inspección, etc. se puede interrumpir el funcionamiento del generador de neutrones y llevarlas a cabo, lo que facilita las labores de mantenimiento y mejora notablemente las condiciones de seguridad de los operarios. 4.-Al poder colocar el detector de rayos gamma de forma adyacente a la posición donde la barra de combustible reacciona con los neutrones irradiados por el generador de neutrones, la precisión de la inspección de la integridad, separación, etc. de las pastillas sinterizadas se incrementa notablemente.
- Realización de la invención
-
- A continuación, se procederá a describir en detalle la presente invención
-
- mostrando una realización preferente de la presente invención y haciendo
-
- referencia a las figuras anexas.
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- 5
-
- La figura 2 muestra una sección de un detector de defectos en barras de
-
- combustible que utiliza un generador de neutrones (en adelante referido como
-
- «detector de defectos») (10) según una realización de la presente invención; la
-
- figura 3 muestra un generador de neutrones (20) pulsados como ejemplo de
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- 1O
-
generador de neutrones; la figura 4 muestra la ubicación del detector de rayos
- gamma (13) y el proceso de detección de rayos gamma en un detector de
-
- defectos provisto de una fuente de Cf-252 como los empleados hasta el
-
- presente; la figura 5 muestra cómo se analiza el estado de las barras de
-
- combustible mediante la señal del detector de rayos gamma.
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- 15
-
Como muestra la figura 2, el detector de defectos (10) al que se refiere la
- presente invención comprende: un generador de neutrones (20), una cubierta
-
- (11) que contiene dicho generador de neutrones, un sistema de transporte (T)
-
- de barras de combustible que transporta la barra de combustible por el
-
- exterior de la cubierta (11), un detector de rayos gamma (13) colocado en la
-
- 20
-
región donde se irradian con neutrones la barra de combustible (F)
- transportada por el exterior, situado al otro lado de la barra de combustible
-
- (F) y orientado de cara a la cubierta ( 11).
-
- Además, como en el caso los detectores hasta el presente, está provisto de
-
- un medidor de densidad (3) situado en área de trabajo exterior de la cubierta
-
- 25
-
(11) que emplea isótopos de Cs, etc. para medir la longitud, densidad, etc. de
- las barras de combustible (F).
-
- El generador de neutrones (20) que forma parte de la estructura de dicho
-
-
detector de defectos (10) al que se refiere la presente invención, tal y como
-
- muestra la figura 3, puede comprender una carcasa al vacío (21) que contiene:
-
- un alimentador (22) que suministra la energía que obtiene de deuterio, una
-
- fuente de iones (23) que emite iones para la generación de neutrones, un
-
- acelerador (24) que acelera los iones emitidos por la fuente de iones y un
-
- 5
-
blanco (25) donde los iones acelerados colisionan y se generan los neutrones.
- Así, el generador de neutrones (20) con dicha estructura de la presente
-
- invención se caracteriza porque: puede ser pulsado y porque puede
-
- comprender un generador de neutrones de deuterio-deuterio (generador de
-
- neutrones DD) o un generador de neutrones deuterio-tritio (generador de
-
- 1 O
-
neutrones DT), etc. Teniendo en cuenta que los precedentes que emplean Cf
- 252 emiten aproximadamente 109 neutrones de 2 MeV por segundo, es
-
- preferible utilizar generadores DD, que emiten aproximadamente 107
-
- neutrones de 2,5 Me V por segundo, que utilizar generadores DT, que emiten
-
- neutrones de aproximadamente 14 MeV. Además, dicho generador de
-
- 1 5
-
neutrones (20) se encuentra separado por una distancia de unos 5 cm o más de
- la plancha moderadora (12) que está de cara a la barra de combustible (F)
-
- trasportada, para irradiar la barra de combustible después de convertir los
-
- neutrones rápidos en térmicos. Cuando se inspecciona la barra de combustible
-
- con el generador de neutrones (20) así colocado, gracias a que se controla
-
- 20
-
mediante el control por pulsos que los neutrones se emitan sólo durante un
- periodo fijo de tiempo, como por ejemplo un nanosegundo, se evita que se
-
- detecten señales de la reacción nuclear innecesarias que provocaría la emisión
-
- continua de neutrones, y además permite controlar de forma precisa el tiempo
-
- de detección de los neutrones retardados y los rayos gamma retardados.
-
- 25
-
El empleo de dicho generador de neutrones (20) en dicho detector de
- defectos en barras de combustible hace que se reduzca la frecuencia con la
-
- que debe reemplazarse la fuente de neutrones. Así, en el caso de los
-
-
detectores hasta el presente en que se usan fuentes de Cf-252, se debe adquirir
-
- Cf-252 y reponerlo cada 2,6 años, puesto que ése es el periodo de
-
- semidesintegración del Cf-252, mientras que en el caso en que se usan
-
- generadores de neutrones, basta con hacer reparaciones una vez cada 5 000
-
- horas, lo que simplifica el mantenimiento y las reparaciones.
-
- 5
-
Mientras que el precio de los detectores de defectos que utilizan fuentes de
- californio Cf-252 está en torno a los 3 000 millones de wones (octubre de
-
- 2008), el del detector de defectos al que se refiere la presente invención está
-
- en torno a los 1 600 millones de wones (octubre de 2008), por lo que se
-
- reduce el coste de la instalación. Además, el coste de reemplazar las fuentes
-
- 1 O
-
de Cf-252 como las utilizadas hasta el presente es muy elevado,
- aproximadamente 350 millones de wones (octubre de 2008), mientras que
-
- para los generadores de neutrones es de aproximadamente 70 millones de
-
- wones (octubre de 2008), por lo que se puede reducir el coste de operación
-
- del detector de defectos.
-
- 15
-
Cuando se deben reparar o reemplazar, en el caso de las fuentes de Cf-252,
- el proceso dura en torno a 5 días, mientras que en el caso al que se refiere la
-
- presente invención en el que se emplean generadores de neutrones, se puede
-
- llevar a cabo en un solo día, lo que reduce el tiempo en que se detiene la
-
- producción de barras de combustible e incrementa notablemente la producción
-
- 20
-
de las mismas.
- En cuanto a la cubierta ( 11) que forma parte de dicho detector de defectos
-
- ( 1 O) al que se refiere la presente invención, ésta tiene una estructura de plomo
-
- rellena de material moderador (lla) para no dejar pasar radiaciones que
-
- contienen rayos gamma y neutrones que emite el generador de neutrones, y
-
- 25
-
para reducir la velocidad de los neutrones rápidos emitidos por el generador
- de neutrones (20) situado en su interior.
-
- El generador de neutrones (20) del detector de defectos ( 1 O) al que se
-
-
refiere la presente invención emite aproximadamente 107 neutrones de 2,5
-
- MeV por segundo y radiación, por lo que el grosor de la pared plomo que
-
- forma la cubierta ( 11) de la presente invención puede ser notablemente menor
-
- que el de la cubierta (2) de los detectores de defectos activos (1, ver figura 1)
-
- que utilizan Cf-252 como los utilizados hasta el presente, que deben bloquear
-
- 5
-
los aproximadamente 109 neutrones de 2 Me V por segundo emitidos por el
- Cf-252. Por esa razón el peso del detector de defectos (10) se puede reducir
-
- notablemente, y hacer más fácil su instalación y transporte. Así, el grosor de
-
- la cubierta (11) que emplea el detector de defectos al que se refiere la presente
-
- invención (10) se puede representar en una gráfica en relación al número y la
-
- 1O
-
energía de los neutrones emitidos por la fuente de neutrones y puesto que se
- puede calcular fácilmente mediante la gráfica pertinente, se omite aquí una
-
- explicación más detallada.
-
- Además, para poder convertir los neutrones rápidos emitidos por el
-
- generador de neutrones (20) en neutrones térmicos de menor velocidad que
-
- 15
-
reaccionen con la barra de combustible, dicha cubierta (11), además de tener
- el interior relleno de material moderador (lla), la pared de la cubierta (11)
-
- adyacente a la barra de combustible en la posición por la que pasa la barra de
-
- combustible está formada por una plancha moderadora (12), con el grosor
-
- correspondiente para reducir la velocidad de los neutrones hasta la velocidad
-
- 20
-
adecuada para que reaccionen con la barra de combustible. Al hacer esto,
- aumenta notablemente la respuesta del uranio-235 (U-235) del interior de la
-
- barra de combustible con los neutrones emitidos por el generador de
-
- neutrones (20).
-
- La cubierta ( 11) de la presente invención que tiene dicha estructura no está
-
- 25
-
limitada a una forma cilíndrica poder para bloquear los neutrones y radiación
- que emite el generador de neutrones (20). Por ejemplo, en la cubierta (11) de
-
- la figura 2, como que se muestra en la figura 6, la forma de la pared superior
-
-
es semicilíndrica y la pared formada por una plancha moderadora (12)
-
- colocada de cara a la barra de combustible (F) debajo, tiene forma tabular, de
-
- modo que pueden formar una estructura hermética. La plancha moderadora
-
- (12), tendrá el grosor adecuado para reducir la velocidad de los neutrones
-
- rápidos y convertirlos en neutrones térmicos de forma que puedan reaccionar
-
- 5
-
con el uranio-235 (U-235) como ya se ha indicado.
- En cuanto al detector de rayos gamma (13), éste está situado orientado de
-
- cara a la plancha moderadora (12) de la cubierta (11), en la posición siguiente
-
- a la región donde la barra de combustible (F) es irradiada con neutrones por
-
- el generador de neutrones (20). En la figura 2 se muestra colocado a la
-
- 1 O
-
derecha de la dirección en la que se transporta la barra de combustible. Así,
- en el caso en el que la barra de combustible (F) se mueve de derecha a
-
- izquierda, el detector de rayos gamma (13) se coloca orientado de cara a la
-
- plancha moderadora (12) de la cubierta (11), en la posición siguiente a la
-
- región donde la barra de combustible (F) es irradiada con neutrones por el
-
- 15
-
generador de neutrones (20), es decir, a la izquierda.
- Como se ha mencionado antes, el detector de rayos gamma (13) se
-
- encuentra al otro lado de la barra de combustible (F), orientado de cara a la
-
- cubierta. Primero, para aumentar la eficacia de la detección de rayos gamma,
-
- dado que las radiaciones emitidas por el generador de neutrones (20) son más
-
- 20
-
débiles que las radiaciones y potencia de la fuente de neutrones del Cf-252
- que se ha utilizado hasta el presente. Segundo, porque interrumpiendo el
-
- funcionamiento del generador de neutrones (20) se evita que los operarios
-
- queden expuestos a radiaciones y neutrones durante las labores de
-
- mantenimiento (reparaciones, inspecciones, etc.) del detector de rayos gamma
-
- 25
-
(13), de forma que pueden realizarlas con seguridad.
- Es decir, el detector de rayos gamma (13) de la presente invención, al estar
-
- colocado de forma diferente y al aplicar un método de detección de rayos
-
-
gamma distinto al que empleaban los precedentes que utilizaban Cf-252,
-
- realizan la inspección de la barra de combustible de forma más precisa. La
-
- figura 4 muestra la posición del detector de rayos gamma (5) y el proceso de
-
- detección de rayos gamma en un detector de defectos provisto de una fuente
-
- de Cf-252 como los utilizados hasta el presente.
-
- 5
-
Tomando como referencia las figuras 2 y 4, el proceso de detección de
- rayos gamma mediante el detector de rayos gamma (13) de la presente
-
- invención es como sigue.
-
- En primer lugar, haremos una comparación, siguiendo la figura 4,
-
- explicando proceso de detección de rayos gamma en un detector de defectos
-
- 1 O
-
activo (1) que emplea una fuente de Cf-252 como los usados hasta el presente.
- En el caso de los detectores de defectos activos (1) que emplean una fuente de
-
- Cf-252 como los usados hasta el presente, debido al riesgo de que el detector
-
- de rayos gamma (5) sea bombardeado con radiaciones, éste está instalado en
-
- el exterior de la cubierta (2). Así, la barra de combustible (F), se irradiada
-
- 15
-
desde el interior de la cubierta (2) a través de una abertura en una pared de
- una cubierta de plomo ( 4a) con neutrones generados en la fuente de Cf-252
-
- (4) durante aproximadamente 0,3 segundos y provoca el inicio de una
-
- reacción nuclear para la inspección. Después de llevarse a cabo la reacción
-
- nuclear con neutrones en la barra de combustible, la región de la barra de
-
- 20
-
combustible irradiada se transporta hasta el detector de rayos gamma (5) en el
- exterior de la cubierta (2) y se detectan los rayos gamma. Por tanto, en el
-
- caso de un detector de defectos activo ( 1) como los usados hasta el presente
-
- que tiene la estructura de la figura 1, después de irradiarse los neutrones sobre
-
- la barra de combustible y producirse un reacción nuclear, puesto que se
-
- 25
-
detectan los rayos gamma retardados 6 segundos para comprobar la integridad
- y defectos de las barras de combustible, el hecho de que la inspección se
-
- retrase tanto tiene el problema de que requiere mucho tiempo, por no hablar
-
-
de la pérdida de precisión en la inspección.
-
- Sin embargo, en el caso del detector de defectos ( 1 O) que utiliza un
-
- generador de neutrones (20) al que se refiere la presente invención, puesto
-
- que se puede interrumpir el funcionamiento del generador de neutrones (20),
-
- no es necesario extraer el detector de rayos gamma (13) al exterior de la
-
- 5
-
cubierta ( 11) para reparaciones y, como se muestra en la figura 2, se puede
- colocar directamente adyacente la región de la parte inferior de la cubierta
-
- (11) donde se irradian neutrones sobre la barra de combustible (F).
-
- Así, los neutrones producidos por el generador de neutrones (20) colocado
-
- en el interior de la cubierta (11) del detector de defectos (10) al que se refiere
-
- 1 O
-
la presente invención, se convierten en neutrones térmicos y se irradian sobre
- la barra de combustible (F), lo que inicia una reacción y mediante esta
-
- reacción con los neutrones se generan neutrones y rayos gamma inmediatos y
-
- neutrones y rayos gamma retardados. Un milisegundo después, se liberan
-
- solamente neutrones y rayos gamma retardados y los rayos gamma de los
-
- 15
-
neutrones retardados. Consecuentemente, el detector de rayos gamma (13) de
- la presente invención, está diseñado para detectar los rayos gamma un
-
- milisegundo después de que el detector de defectos (10) al que se refiere la
-
- presente invención irradie con neutrones la barra de combustible (F), con el
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- fin de eliminar las radiaciones innecesarias y mejorar la precisión de la
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inspección de la barra de combustible.
- Como ejemplo de un método para detectar los rayos gamma emitidos un
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- milisegundo después de que el detector de defectos (10) al que se refiere la
-
- presente invención irradie con neutrones la barra de combustible (F), se puede
-
- situar el detector de rayos gamma (13) en la región donde se encontrará la
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barra de combustible (F) transportada un milisegundo después de ser irradiada
- con neutrones. Así que después de irradiar la barra de combustible (F) con
-
- neutrones, se deja pasar un milisegundo y, para detectar los neutrones y rayos
-
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gamma retardados, se activa el detector de rayos gamma (13), con el objetivo
-
de realizar una inspección de la integridad de la barra de combustible
- (defectos, desperfectos, etc.).
-
- El proceso de operación de dicho detector de defectos (10) al que se refiere
-
- la presente invención sería el siguiente.
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- 5
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Utilizando el ejemplo de realización del detector de defectos (10) al que se
- refiere la presente invención con la estructura mostrada en las figuras 1 a 3,
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- cuando se quiere inspeccionar una barra de combustible (F), el operario
-
- emplea el sistema de transporte (T) de barras de combustible para hacer que la
-
- barra de combustible (F) se desplace por la parte inferior de la cubierta (11)
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- 1 O
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de izquierda a derecha. Entonces se inspecciona la distribución, la longitud y
- la densidad de las pastillas que contiene la barra de combustible (F) y la
-
- longitud de los muelles, etc. haciendo pasar la barra de combustible (F) por
-
- un medidor de densidad (3) que emplea isótopos de Cs, etc.
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- La figura 5 muestra un análisis del estado de una barra de combustible
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mediante la señal del detector de rayos gamma de la presente invención. En la
- figura 5, la línea A muestra en forma de línea el número de fotones
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- producidos por los isótopos de Cs. Antes de introducirse la barra de
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- combustible (F) por el medidor de densidad, el número fotones emitidos por
-
- los isótopos de Cs alcanza un estado de saturación. Al insertar la barra de
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combustible, ésta obstaculiza los fotones emitidos por los isótopos de Cs y el
- número de fotones detectados desciende bruscamente. En la gráfica que
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- muestra estos fotones cuyo número ha descendido, si se detecta más de un
-
- cierto número de fotones por encima de este número, se puede determinar la
-
- existencia de espacios entre pastillas de combustible en esa zona. Durante este
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- 2 5
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proceso de inspección, cuando el muelle (S) situado en el extremo final de la
- barra de combustible (F) pasa por el medidor de densidad (3), el número de
-
- fotones emitidos por los isótopos de Cs detectados aumenta de nuevo
-
-
rápidamente. Calculando la longitud de este espacio se puede inspeccionar la
-
- longitud del muelle. Calculando la longitud de la región desde el punto en el
-
- que el número de fotones disminuye repentinamente hasta la región en la que
-
- el número de fotones aumenta repentinamente debido a la región donde está el
-
- muelle (S) y considerando la velocidad de movimiento de la barra de
-
- 5
-
combustible (F), etc., se obtiene la longitud de las pastillas de combustible en
- el interior de la barra de combustible (F).
-
- Además, en dicho proceso, puesto que cuando la barra de combustible (F)
-
- atraviesa el medidor de densidad (3), éste vuelve a mostrar un estado de
-
- saturación del número de fotones detectados, calculando la longitud de la
-
- 1 O
-
región donde el número de fotones empieza a aumentar y después de alcanzar
- el estado de saturación desciende, y teniendo en cuenta la velocidad de
-
- desplazamiento de la barra de combustible (F), etc. se puede detectar la
-
- longitud de la barra de combustible (F).
-
- Como se ha explicado, además de la exploración mediante el medidor de
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- 15
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densidad (3), cuando la barra de combustible (F) transportada atraviesa el
- medidor de densidad (3) entra en la parte inferior de la cubierta (11), donde se
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- irradia con neutrones térmicos para que reaccione, que se han emitido desde
-
- el generador de neutrones y a los que se les ha reducido su velocidad con el
-
- material moderador (11a) y la plancha moderadora (12). Entonces, mediante
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- 20
-
el control por pulsos del generador de neutrones (20) se consigue que la
- emisión de neutrones se lleve a cabo cíclicamente durante sólo un periodo
-
- determinado. En este ejemplo, dicho generador de neutrones (20) emite
-
- neutrones durante un nanosegundo cuando la barra de combustible (F) llega a
-
- la posición de la parte inferior de la cubierta ( 11) donde se irradian los
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- 25
-
neutrones. La reacción nuclear de los neutrones emitidos con el U-235 de la
- barra de combustible hace que se produzcan diversos productos de reacción
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- nuclear, así como que se emitan rayos gamma. De dicha forma, al emitirse
-
-
neutrones y rayos gamma, el detector de rayos gamma (13) ubicado bajo la
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- barra de combustible (F), después de irradiarse la barra de combustible (F)
-
- con neutrones térmicos y de dejarse pasar un periodo fijo (aproximadamente
-
- un milisegundo), detecta los neutrones y los rayos gamma emitidos desde la
-
- barra de combustible (F), y realiza un análisis con el que genera la
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- 5
-
información del estado de la barra de combustible (F). La razón para detectar
- los rayos gamma emitidos por la barra de combustible tras irradiar la barra de
-
- combustible (F) con neutrones térmicos después de dejar pasar un periodo
-
- fijo, es porque que al dejar pasar un milisegundo después de haber irradiado
-
- los neutrones, desaparecen todas radiaciones innecesarias emitidas al principio
-
- 1 O
-
por diversos núclidos, y se emiten sólo los neutrones retrasados y rayos
- gamma retrasados y los rayos gamma de neutrones retrasados necesarios para
-
- la inspección de la barra de combustible (F). Este proceso de inspección, al
-
- llevarse a cabo repitiéndose cíclicamente, produce información completa de la
-
- barra de combustible. La figura 5, como ejemplo de información de la barra
-
- 15
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de combustible, muestra esta información en forma de gráfico de intensidad
- de los rayos gamma emitidos por la barra de combustible.
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- La línea B de la figura 5 muestra el número de fotones de los rayos
-
- gamma, y como se muestra en la figura 5, en la región de la barra de
-
- combustible (F) que sólo contiene el tubo de aleación circaloy, al no haber
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- 20
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reacción con los neutrones térmicos, no se detectan fotones de rayos gamma.
- Después, cuando se transportan las pastillas de combustible que contienen
-
- combustible nuclear como uranio-235 (U-235), etc. del interior de la barra de
-
- combustible, para hacerlas reaccionar con los neutrones, el uranio-235 que
-
- contienen las pastillas de combustible emite rayos gamma según la
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- 2 5
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concentración de material de combustible nuclear.
- En la figura 5, la región saturada después de subir el número de fotones de
-
- rayos gamma al principio, indica una pastilla de combustible de combustible
-
-
nuclear como uranio-235, etc. al 2% . La región donde el número de fotones
-
- de rayos gamma aumenta aún más rápidamente (e) y la región donde se
-
- alcanza un estado de saturación, hasta alcanzar el máximo numero de fotones
-
- de rayos gamma emitidos (f) muestran la disposición de las pastillas de
-
- combustible nuclear de uranio-235, etc. con un enriquecimiento medio de
-
- 5
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aproximadamente el 4,5%. Se dan regiones donde se produce una pequeña
- disminución del número de fotones de rayos gamma, y según el tamaño de
-
- estas regiones, se pueden detectar fracturas y contaminaciones en las pastillas
-
- de combustible. Las zonas de fractura (e) producidas por una rotura, y las
-
- zonas de contaminación (a) producidas por pastillas de combustibles de tipo
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- 1 O
-
diferente se pueden dar en regiones donde hay un descenso del número de
- fotones de aproximadamente un 1O% del numero del estado de saturación.
-
- Según la amplitud de estás regiones, se reconocen las zonas de fractura (e) y
-
- de contaminación (a).
-
- El detector de defectos (10) al que se refiere la presente invención y que
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tiene esta estructura, puede comprender también una pluralidad de medidores
- de densidad (3), detectores de rayos gamma (13) y de sistemas de transporte
-
- (T) para incrementar la eficiencia de la inspección de las barras de
-
- combustible (F).
-
- La figura 6 muestra una vista en perspectiva de detector de defectos doble
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- 20
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(10'), siguiendo un ejemplo de realización de un detector de defectos múltiple
- al que se refiere la presente invención, para inspeccionar de forma simultánea
-
- varias barras de combustible (Fa, Fb). El detector de defectos doble (10')
-
- comprende: dos sistemas de transporte de barras de combustible (Ta, Tb) para
-
- transportar dos barras de combustible (Fa, Fb) simultáneamente; dos
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medidores de densidad (3a, 3b) que analizan la longitud, densidad y
- separaciones de cada una de las barras de combustible (Fa, Fb), colocados en
-
- la parte frontal de la cubierta ( 11) en la entrada por la que se transportan las
-
-
barras de combustible (Fa, Fb) hasta la posición donde se irradian con
-
- neutrones; dos detectores de rayos gamma (13a, 13b), posicionados al otro
-
- lado de
-
las
barras
de
combustible
(Fa, Fb),
orientados hacia
la plancha
- moderadora (12), que detectan los rayos gamma emitidos cuando cada una de
-
- las barras de combustible (Fa, Fb) reacciona con los neutrones térmicos.
-
- 5
-
Puesto que los detectores de rayos gamma (13a, 13b) reciben interferencias
- de los rayos gamma emitidos por las barras de combustible adyacentes, están
-
- construidos de forma que eliminen esas interferencias y analicen tan sólo los
-
- rayos gamma emitidos por las barras de combustible que son objeto de
-
su
- análisis. Idéntico proceso se aplicaría en modelos para tres o más barras de
-
- 1 O
-
combustible.