FR2714517A1 - Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'UO2. - Google Patents
Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'UO2. Download PDFInfo
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Abstract
Selon l'invention, on élabore une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium à partir d'échantillons d'oxyde mixte UO2 -Gd2 O3 ayant des teneurs en gadolinium différentes et connues, par spectrométrie de fluorescence gamma, X. La courbe d'étalonnage représente la teneur en gadolinium TG d en fonction de la somme des intensités nettes des raies X pour les échantillons mesurés. On contrôle ensuite la teneur en gadolinium d'un combustible du même oxyde mixte par la même mesure de spectrométrie, calcul de la somme des intensités nettes et détermination de la teneur en gadolinium à partir de la courbe d'étalonnage.
Description
PROCEDE DE CONTROLE NON DESTRUCTIF DE L'ENRICHISSEMENT
EN GADOLINIUM D'UN COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A BASE D'U02
La présente invention concerne un procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'U02.
EN GADOLINIUM D'UN COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A BASE D'U02
La présente invention concerne un procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'U02.
Le coeur d'un réacteur nucléaire de type PWR (Pressurized Water Reactors - Réacteurs à Eau
Pressurisée) ou BWR (Boiling Water Reactors - Réacteurs à Eau Bouillante) est constitué par l'assemblage de crayons combustibles. Un crayon combustible à base d'UO2 est formé d'un empilement de pastilles combustibles enfermées dans un tube métallique. Ces pastilles combustibles se présentent sous la forme de petits cylindres d'oxyde d'uranium (U02) fritté enrichi en uranium 235 qui est un isotope fissile.
Pressurisée) ou BWR (Boiling Water Reactors - Réacteurs à Eau Bouillante) est constitué par l'assemblage de crayons combustibles. Un crayon combustible à base d'UO2 est formé d'un empilement de pastilles combustibles enfermées dans un tube métallique. Ces pastilles combustibles se présentent sous la forme de petits cylindres d'oxyde d'uranium (U02) fritté enrichi en uranium 235 qui est un isotope fissile.
Dans certains cas, on incorpore un produit absorbant les neutrons (neutrophage) au combustible de base afin d'optimiser la réactivité et d'accroitre la durée de vie utile du combustible dans le réacteur.
Ce produit neutrophage, appelé poison consommable, est constitué d'oxyde de gadolinium (Gd203). En effet, deux isotopes du gadolinium (Gd 155 et Gd 157) possèdent une section efficace de capture pour neutrons thermiques élevée. Dans un réacteur nucléaire, on répartit alors les crayons d'oxyde d'uranium gadolinié au sein des crayons d'oxyde d'uranium standard.
Le fabricant d'oxyde mixte U02-Gd203 doit être capable de garantir l'enrichissement en gadolinium des crayons qui constitue l'étape finale d'élaboration industrielle du combustible. Ce contrôle de l'enrichissement en gadolinium, effectué sur tous les crayons fabriqués industriellement, doit être précis, rapide, non destructif et automatisable.
Le dosage précis de gadolinium est réalisable par analyse chimique. I1 s'agit toutefois d'une méthode lente non automatisable et destructive, applicable exclusivement à des échantillons prélevés au hasard dans un lot de fabrication. Cette méthode connue est donc inapplicable au contrôle unitaire des crayons qui requiert un procédé rapide et non destructif.
On connaît également des dispositifs de contrôle non destructifs du gadolinium fonctionnant par induction magnétique (grâce aux courants de
Foucault) et applicables aux crayons combustibles.
Foucault) et applicables aux crayons combustibles.
Ces dispositifs utilisent les propriétés ferromagnétiques du gadolinium à basse température.
La présente invention a pour but de fournir un procédé, utilisable en laboratoire ou en milieu industriel, capable de donner une mesure précise, rapide, automatisable et non destructive de l'enrichissement en gadolinium contenu dans un oxyde mixte U02-Gd203. Ce procédé peut être appliqué à chaque état pris par l'oxyde U02-Gd203 lors de son élaboration, et plus particulièrement aux poudres (après mélange), aux pastilles crues, aux pastilles frittées et aux crayons.
La présente invention consiste essentiellement à effectuer des mesures sur l'uranium du combustible et à en déduire l'enrichissemenet en gadolinium présent dans l'oxyde mixte U02-Gd203.
L'invention a donc pour objet un procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire constitué d'un oxyde mixte U02-Gd203 se présentant sous une forme déterminée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes suivantes
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux échantillons en oxyde mixte U02-Gd203 se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler et ayant des teneurs en gadolinium différentes et connues, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons t d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes
E I nettes des raies X pour chaque échantillon, inscription dans un graphe TGd = f(sI nettes) des points de coordonnées TGd et SI nettes correspondant à chaque échantillon, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons t dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux échantillons en oxyde mixte U02-Gd203 se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler et ayant des teneurs en gadolinium différentes et connues, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons t d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes
E I nettes des raies X pour chaque échantillon, inscription dans un graphe TGd = f(sI nettes) des points de coordonnées TGd et SI nettes correspondant à chaque échantillon, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons t dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
L'invention a également pour objet un procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire constitué d'un oxyde mixte UO2-Gd203 se présentant sous une forme déterminée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes suivantes
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux séries d'échantillons, chaque serie d'échantillons appartenant à un même lot en oxyde mixte U02-Gd203 de teneur en gadolinium connue, les lots ayant des teneurs en gadolinium différentes, les échantillons se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons & d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes sI nettes des raies X pour chaque échantillon, calcul de la valeur moyenne de la somme des intensités nettes rI nettes pour chaque série d'échantillons, inscription dans un graphe
TGd = f(rI nettes) des points de coordonnées TGd et nettes correspondant à chaque série d'échantillons, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons t dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux séries d'échantillons, chaque serie d'échantillons appartenant à un même lot en oxyde mixte U02-Gd203 de teneur en gadolinium connue, les lots ayant des teneurs en gadolinium différentes, les échantillons se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons & d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes sI nettes des raies X pour chaque échantillon, calcul de la valeur moyenne de la somme des intensités nettes rI nettes pour chaque série d'échantillons, inscription dans un graphe
TGd = f(rI nettes) des points de coordonnées TGd et nettes correspondant à chaque série d'échantillons, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons t dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
L'irradiation du combustible à contrôler peut se faire sur plusieurs éléments de ce combustible, en mesurant les intensités des raies X sur tous les éléments, en calculant la valeur moyenne de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium sur tous les éléments, et en déterminant la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage et de la valeur moyenne de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium sur tous les éléments.
L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple non limitatif, accompagnée des dessins annexés parmi lesquels
- la figure 1 est illustrative du principe de la mesure selon l'invention,
- la figure 2 représente un spectre de fluorescence X d'une pastille d'oxyde mixte U02-Gd203,
- la figure 3 représente une courbe d'étalonnage utilisée par le procédé selon l'invention,
- la figure 4 est une vue d'ensemble d'un dispositif d'analyse d'échantillons pour la mise en oeuvre de la présente invention,
- la figure 5 est une vue selon la coupe V-V de la figure 4,
- la figure 6 est une vue en élévation d'un banc de contrôle de crayons combustibles pour la mise en oeuvre de la présente invention,
- la figure 7 est une vue de dessus du banc de contrôle de la figure 6,
- la figure 8 est une vue en coupe d'un dispositif d'irradiation et de détection utilisé dans le banc de contrôle représenté aux figures 6 et 7,
- la figure 9 est une vue selon la coupe IX-IX de la figure 8.
- la figure 1 est illustrative du principe de la mesure selon l'invention,
- la figure 2 représente un spectre de fluorescence X d'une pastille d'oxyde mixte U02-Gd203,
- la figure 3 représente une courbe d'étalonnage utilisée par le procédé selon l'invention,
- la figure 4 est une vue d'ensemble d'un dispositif d'analyse d'échantillons pour la mise en oeuvre de la présente invention,
- la figure 5 est une vue selon la coupe V-V de la figure 4,
- la figure 6 est une vue en élévation d'un banc de contrôle de crayons combustibles pour la mise en oeuvre de la présente invention,
- la figure 7 est une vue de dessus du banc de contrôle de la figure 6,
- la figure 8 est une vue en coupe d'un dispositif d'irradiation et de détection utilisé dans le banc de contrôle représenté aux figures 6 et 7,
- la figure 9 est une vue selon la coupe IX-IX de la figure 8.
La mesure de l'enrichissement en gadolinium est effectuée par spectrométrie de fluorescence & ,
X selon le principe suivant illustré par la figure 1. Le combustible à étudier se présente par exemple sous la forme d'une pastille 1. La mesure se fait en plaçant la pastille 1 dans un porte-échantillon 2 disposé dans le puits de mesure 3 d'une boîte à gants 4.
X selon le principe suivant illustré par la figure 1. Le combustible à étudier se présente par exemple sous la forme d'une pastille 1. La mesure se fait en plaçant la pastille 1 dans un porte-échantillon 2 disposé dans le puits de mesure 3 d'une boîte à gants 4.
Le combustible est irradié par des photons d'énergie > 115,6 keV collimatés, émis par exemple par une source radioactive 5. La source radioactive peut être constituée par de l'iridium 192 ou du césium 137. Elle peut être remplacée par un tube générateur de rayons X d'énergie et d'intensité appropriées au problème à résoudre.
L'irradiation provoque l'ionisation des atomes d'uranium. Les électrons de la couche K, ayant capté une énergie Eg > / 115,6 keV suffisante, quittent leur niveau d'origine. Le rendement de fluorescence, qui conditionne directement la durée et la précision de la mesure, est d'autant plus élevé que l'énergie d'excitation Eg est supérieure mais proche de 115,6 kev.
Les atomes d'uranium ionisés retrouvent l'équilibre par l'intermédiaire de transitions électroniques transferts d'électrons effectués dans le sens couche externe vers couche interne. Chaque transfert, qui représente une perte d'énergie correspondant à la différence des énergies de liaison des deux couches électroniques concernées, s'accompagne de l'émission d'un photon X dont l'énergie est caractéristique de l'atome d'uranium.
L'ensemble des transitions se manifeste par un rayonnement X de fluorescence référencé 8 qui est recueilli par un détecteur 6 après passage dans un dispositif collimateur 7. Le détecteur 6 fournit un signal de sortie représentatif du rayonnement reçu à un circuit électronique 9 de traitement du signal qui délivre des données à un calculateur 10. Le calculateur assure le traitement des données contenues dans le spectre de fluorescence X.
Le détecteur peut être constitué d'un semiconducteur (germanium par exemple) ou d'un scintillateur (iodure de sodium par exemple). L'analyse consiste essentiellement à déterminer les intensités nettes des raies X K 1 et X K 2 de l'uranium (voir la figure 2) et, plus particulièrement leur somme il nettes. Les intensités nettes sont obtenues par simple déduction du bruit de fond.
La figure 2 représente un spectre de fluorescence X obtenu pour la pastille de combustible 1 en oxyde mixte U02-Gd203. Ce spectre montre, de gauche à droite, les raies XK du gadolinium, les raies XK de l'uranium d'intensités nettement plus grandes que les raies XK du gadolinium, et les contributions des rayons X diffusés. Ces raies émergent du fond Compton.
On distingue bien sur ce spectre les raies K > l et K 2 qui sont prédominantes pour l'uranium par rapport aux raies Kg.
L'enrichissement en gadolinium, qui est le résultat recherché, est obtenu à partir d'un étalonnage effectué au moyen de combustible de référence dont les teneurs en gadolinium TGd et en uranium sont connues. La géométrie de ce combustible de référence doit être la même que celle du combustible à contrôler (poudres, pastilles, crayons). L'étalonnage consiste en une régression linéaire effectuée à partir de couples somme des intensités nettes ( il nettes) - teneur en gadolinium (TGd). A partir de ces couples de valeurs, on peut tracer dans un graphe TGd = f(rI nettes) la droite des moindres carrés d'équation
TGd = ail nettes + b.
TGd = ail nettes + b.
Le graphe de la figure 3 représente une courbe d'étalonnage obtenue à partir de trois échantillons d'oxyde mixte UO2-Gd203 à teneurs en Gd différentes et connues. En ordonnées, on a porté la teneur en gadolinium TGd dans les combustibles, c'est-à-dire le pourcentage correspondant au nombre de molécules de Gd203 par rapport au nombre de molécules totales du combustible UO2 et Gd203. En abscisses, on a porté les sommes des intensités nettes. Ces sommes ont été limitées, dans cet exemple, aux raies X K l et K 2 de l'uranium, ce qui est largement suffisant, ces raies étant de loin les plus importantes.
Les échantillons font partie de lots ayant des teneurs en gadolinium différentes. Pour obtenir une meilleure précision dans le tracé de la courbe, il est avantageux de mesurer plusieurs échantillons par lot. On obtient alors pour un même lot une distribution de sommes d'intensités nettes dont on fait la moyenne
Pour le graphe de la figure 3, les mesures ont été faites pour trois lots de teneurs en Gd différentes, à raison de plusieurs échantillons par lot. On obtient trois points dans le graphe correspondant aux couples (T'Gd,z'), (T"Gd, z) et (T' "Gd' T')r à partir desquels on peut tracer la droite
D représentant la courbe d'étalonnage.
Pour le graphe de la figure 3, les mesures ont été faites pour trois lots de teneurs en Gd différentes, à raison de plusieurs échantillons par lot. On obtient trois points dans le graphe correspondant aux couples (T'Gd,z'), (T"Gd, z) et (T' "Gd' T')r à partir desquels on peut tracer la droite
D représentant la courbe d'étalonnage.
On va décrire maintenant deux types de dispositifs qui peuvent être employés selon que l'on contrôle des échantillons de poudre ou de pastilles ou bien des crayons.
Les échantillons de poudre ou de pastilles placés dans des porte-échantillons peuvent être contrôlés avec le dispositif représenté aux figures 4 et 5. Le dispositif analyseur comprend une boîte à gants 20 dont le plancher 21 est équipé d'un puits de mesure 22. Le dispositif comprend un passeur d'échantillons associé à un dispositif de positionnement des échantillons dans le puits de mesure. Cet ensemble est installé dans la boîte à gants comme on peut le voir sur la figure 4. Les échantillons sont disposés dans un barillet 23 de stockage des échantillons pouvant tourner autour de son axe pour passer les échantillons au dispositif de positionnement 24. Le dispositif 24 comporte un bras 25 de mise en place de l'échantillon 29 contenu dans son porte-échantillon 30 dans le puits de mesure et servant également à la récupération de l'échantillon. Le bras 25 comprend un circuit d'aspiration permettant la manutention des échantillons.
Un dispositif 26 d'irradiation et de détection renfermant une source radioactive 27 (iridium 192 ou césium 137 par exemple) est installé sous la boîte à gants 20. Le puits de mesure 22 solidaire de la boîte à gants pénètre dans l'irradiateur 28 de sorte que l'échantillon à étudier puisse être amené par le dispositif de positionnement 24 dans l'axe du faisceau d'excitation. L'irradiateur 28 est doté d'un blindage qui absorbe le rayonnement émis par la source radioactive ainsi que le rayonnement X de fluorescence de façon à protéger les utilisateurs conformément aux normes en vigueur. On distingue encore, sur la figure 5, le détecteur de rayonnement X 31.
Le détecteur est disposé selon un axe passant par l'échantillon irradié et faisant un angle 0 < par rapport à l'axe d'émission de la source (voir la figure 1). La détection sous un angle 900 < < < 1100 permet de minimiser le rayonnement X diffusé qui est gênant.
Les crayons peuvent être contrôlés avec le banc de contrôle représenté aux figures 6 et 7. Le banc comporte une structure mécanique 40 permettant de supporter et de mettre en mouvement le crayon combustible 41 à contrôler. Des galets 42 sont logés sur la face supérieure de la structure mécanique 40 pour faciliter le glissement du crayon 41 lorsque celui-ci est entraîné par le dispositif d'entraînement 43 commandé par le moteur 44. Le contrôle se fait par passage du crayon devant un bloc 45 émetteur de rayonnement X et détecteur de rayonnement X. Le bloc 45 comprend un détecteur 46 disposé dans un cryostat 47.
Les figures 8 et 9 illustrent un dispositif d'irradiation et de détection utilisable pour le banc de contrôle décrit ci-dessus. Le crayon 41 à contrôler traverse le boîtier 50 du dispositif en passant à l'intérieur du tube 51 reliant les faces d'entrée 52 et de sortie 53 du boîtier. Le boîtier 50 est réalisé à partir de plaques d'acier soudées entre elles et recouvertes intérieurement d'un blindage 54 en plomb.
Les faces 52 et 53 du boîtier 50 sont également percées chacune d'un trou permettant le logement d'un étui porte-source 55 de forme cylindrique et d'axe parallèle à l'axe du crayon 41. L'étui comporte deux sources radioactives 56 et 57 rayonnant vers le crayon 41 grâce à des collimateurs 58 et 59 reliant l'étui 55 au tube 51. Les sources sont par exemple constituées d'iridium 192.
A chaque source radioactive est associée un dispositif de détection de rayonnement 60 qui aboutit dans le boîtier 50 par une face 61 du boîtier perpendiculaire aux faces 52 et 53 (voir la figure 9). Le dispositif 60 possède, à l'intérieur du boîtier, des éléments de blindage 62 en plomb. I1 est relié au tube 51 par un collimateur 63.
Ce dispositif d'irradiation et de détection permet donc de faire deux mesures simultanées sur le crayon à contrôler. Le défilement d'un crayon devant le dispositif d'irradiation et de détection peut se faire à vitesse constante ou en pas à pas.
L'originalité du procédé selon la présente invention repose sur le choix du contrôle indirect du gadolinium déduit de la mesure de l'uranium par spectrométrie de fluorescence t, X.
En effet, la mesure directe du gadolinium par spectrométrie de fluorescence , X est inapplicable en milieu industriel pour les raisons suivantes.
L'énergie Ex nécessaire pour exciter directement les atomes de gadolinium est faible (Er > 50,2 keV). I1 sera donc impossible d'obtenir un bon rendement de fluorescence (et par conséquent une mesure rapide et précise) en employant une source délivrant de façon intense des photons g "pénétrant" autant le combustible qu'avec l'iridium et le césium (les énergies g moyennes délivrées par les sources d'iridium et de césium sont respectivement 300 keV et 660 keV). L'énergie moyenne du rayonnement X de fluorescence caractéristique du gadolinium est voisine de 40 keV. Les photons X dotés d'une aussi basse énergie seront donc absorbés par une très faible épaisseur de combustible (quelques centièmes de millimètre). I1 serait donc indispensable de positionner l'échantillon dans le faisceau g d'excitation et par rapport au détecteur avec une très grande précision (de l'ordre du centième de millimètre) pour obtenir une répétabilité des mesures acceptable. Or, cette condition est impossible à obtenir avec un dispositif de mesure (automatisé ou non) du fait des jeux existants nécessairement d'une part entre les échantillons et les porte-échantillons et d'autre part entre les pastilles et la gaine dans les crayons.
Par contre le contrôle indirect du gadolinium basé sur la mesure de l'uranium par spectrométrie de fluorescence , X ne présente pas ces inconvénients majeurs principalement du fait que l'énergie 1( moyenne du rayonnement X de fluorescence caractéristique de l'uranium est voisine de 100 keV. Or, il faut une épaisseur d'environ 0,5 mm de combustible pour absorber une partie importante des photons X de cette énergie.
Les tolérances de positionnement des échantillons ou des crayons seront donc compatibles avec un dispositif de mesure à vocation industrielle.
L'invention présente en particulier les avantages suivants
- elle est applicable aux différents états pris par le combustible lors de son élaboration (poudres, pastilles, crayons),
- elle est utilisable en milieu industriel (automatisation, rapidité),
- elle correspond à une mesure non-destructive évitant ainsi la création d'effluents radioactifs inhérents aux analyses chimiques,
- le coût d'exploitation du dispositif de mesure est faible.
- elle est applicable aux différents états pris par le combustible lors de son élaboration (poudres, pastilles, crayons),
- elle est utilisable en milieu industriel (automatisation, rapidité),
- elle correspond à une mesure non-destructive évitant ainsi la création d'effluents radioactifs inhérents aux analyses chimiques,
- le coût d'exploitation du dispositif de mesure est faible.
Claims (8)
1. Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire constitué d'un oxyde mixte UO2-Gd203 se présentant sous une forme déterminée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes suivantes
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux échantillons en oxyde mixte U02-Gd203 se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler et ayant des teneurs en gadolinium différentes et connues, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons t d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes ZI nettes des raies X pour chaque échantillon, inscription dans un graphe TGd = f(I nettes) des points de coordonnées TGd et tI nettes correspondant à chaque échantillon, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons W dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
2. Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire constitué d'un oxyde mixte U02-Gd203 se présentant sous une forme déterminée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes suivantes
- élaboration d'une courbe d'étalonnage de la teneur en gadolinium TGd à partir d'au moins deux séries d'échantillons, chaque série d'échantillons appartenant à un même lot en oxyde mixte UO2-Gd203 de teneur en gadolinium connue, les lots ayant des teneurs en gadolinium différentes, les échantillons se présentant sous la même forme que le combustible à contrôler, par mesure des intensités des raies X de l'uranium après irradiation des échantillons par des photons t d'énergie suffisante, calcul de la somme des intensités nettes 1 nettes des raies X pour chaque échantillon, calcul de la valeur moyenne de la somme des intensités nettes z I nettes pour chaque série d'échantillons, inscription dans un graphe
TGd = f(EI nettes) des points de coordonnées TGd et sI nettes correspondant à chaque série d'échantillons, tracé d'une droite passant par les points inscrits sur le graphe et constituant ladite courbe d'étalonnage,
- irradiation du combustible à contrôler par des photons g dans les mêmes conditions que pour les échantillons,
- mesure des intensités des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- calcul de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium du combustible à contrôler,
- détermination de la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage.
3. Procédé selon l'une des revendications 1 ou 2, caractérisé en ce que l'irradiation du combustible à contrôler se fait sur plusieurs éléments de ce combustible, en ce que l'on mesure les intensités des raies X sur tous les éléments, en ce que l'on calcule la valeur moyenne de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium sur tous les éléments, et en ce que l'on détermine la teneur en gadolinium du combustible à contrôler à partir de la courbe d'étalonnage et de la valeur moyenne de la somme des intensités nettes des raies X de l'uranium sur tous les éléments.
4. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que l'énergie d'irradiation des photons est ) 115,6 keV.
5. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que les photons sont émis par une source radioactive.
6. Procédé selon la revendication 5, caractérisé en ce que la source radioactive est de l'iridium 192.
7. Procédé selon la revendication 5, caractérisé en ce que la source radioactive est du césium 137.
8. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que les photons sont émis par un tube générateur de rayons X.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9315562A FR2714517B1 (fr) | 1993-12-23 | 1993-12-23 | Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'UO2. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9315562A FR2714517B1 (fr) | 1993-12-23 | 1993-12-23 | Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'UO2. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2714517A1 true FR2714517A1 (fr) | 1995-06-30 |
| FR2714517B1 FR2714517B1 (fr) | 1996-01-26 |
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ID=9454324
Family Applications (1)
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| FR9315562A Expired - Fee Related FR2714517B1 (fr) | 1993-12-23 | 1993-12-23 | Procédé de contrôle non destructif de l'enrichissement en gadolinium d'un combustible nucléaire à base d'UO2. |
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Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2170003A (en) * | 1984-12-11 | 1986-07-23 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in or relating to methods and apparatus for testing nuclear reactor fuel pins |
| DE4017100A1 (de) * | 1989-06-05 | 1990-12-06 | Siemens Ag | Verfahren und vorrichtung zum bestimmen von kernbrennstoffgehalt in einer langgestreckten kernbrennstoffsaeule |
-
1993
- 1993-12-23 FR FR9315562A patent/FR2714517B1/fr not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2170003A (en) * | 1984-12-11 | 1986-07-23 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in or relating to methods and apparatus for testing nuclear reactor fuel pins |
| DE4017100A1 (de) * | 1989-06-05 | 1990-12-06 | Siemens Ag | Verfahren und vorrichtung zum bestimmen von kernbrennstoffgehalt in einer langgestreckten kernbrennstoffsaeule |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2714517B1 (fr) | 1996-01-26 |
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