JP2015034821A - 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法 - Google Patents

照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2015034821A
JP2015034821A JP2014160476A JP2014160476A JP2015034821A JP 2015034821 A JP2015034821 A JP 2015034821A JP 2014160476 A JP2014160476 A JP 2014160476A JP 2014160476 A JP2014160476 A JP 2014160476A JP 2015034821 A JP2015034821 A JP 2015034821A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
geometry
fuel
change
rod
analysis method
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.)
Pending
Application number
JP2014160476A
Other languages
English (en)
Inventor
ルベ、ローラン
Loubet Laurent
ラクロワ、ブリジット
Lacroix Brigitte
ノワロ、ジャン
Noirot Jean
マルテラ、ティエリ
Martella Thierry
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of JP2015034821A publication Critical patent/JP2015034821A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01BMEASURING LENGTH, THICKNESS OR SIMILAR LINEAR DIMENSIONS; MEASURING ANGLES; MEASURING AREAS; MEASURING IRREGULARITIES OF SURFACES OR CONTOURS
    • G01B15/00Measuring arrangements characterised by the use of electromagnetic waves or particle radiation, e.g. by the use of microwaves, X-rays, gamma rays or electrons
    • G01B15/06Measuring arrangements characterised by the use of electromagnetic waves or particle radiation, e.g. by the use of microwaves, X-rays, gamma rays or electrons for measuring the deformation in a solid
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/36Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

【課題】 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法を提供する。【解決手段】 本発明の主題は、核燃料のスタックを含む少なくとも1つの燃料棒であって燃料で完全に充填された充填ゾーンと燃料で部分的に充填された中間ゾーンとを含む棒を分析する方法であり、本方法は、非泳動同位元素に関連するカウントプロファイルを取得するステップ(300)であって上記カウントプロフィルはこの同位元素の棒に沿って採取された分光測定値からなる、ステップと、少なくとも1つの指標K_iの組を決定するステップ(303)であって上記組は指標iの中間領域における材料の低下を定量化できるようにし、上記指標はカウントプロファイルから推定される、ステップと、少なくとも1つの指標K_iの組と核燃料スタックの初期幾何学形状を示す少なくとも1つの基準値RKの組とを比較することにより幾何学形状の変化を検知するステップ(304)とを含む。【選択図】 図3

Description

本発明は、照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法に関し、放射性燃料の分析の分野、より具体的にはガンマ線分光学を使用するその分析に適用される。
原子力発電所において使用される燃料は、使用されるにつれ時間とともに変化する。この変化が分析されるのは当たり前なことである。そうするために、燃料要素が取り出され、次に例えば厚い鉛壁を使用することにより放射線に対する被曝を低減するために適した筐体を備えた実験室において評価される。これらの筐体は高放射性セルまたはホットセルと呼ばれる。
分析される燃料は通常、照射済み燃料棒の形式を取る。これらについて研究するためのツールと方法が何年にもわたって開発されてきた。
ホットセルにおいて行われる評価は破壊的であり得、棒に対する物理的干渉がこのとき必要とされる。一例として、燃料はこの種の評価のためにいくつかの部分に切断され得る。
または、非破壊評価として知られ略称NDEにより表される評価も行われ得る。この場合、棒の幾何学形状は不変のままである。非破壊評価は、本明細書の残りを通してU−235と称するウラン235などの燃料の核分裂から生じる同位元素により放射される放射線を測定することにより行うことができる。一例として、放射されたガンマ線(光子)のエネルギーを測定することにより放射性元素を特定することがその原理であるガンマ線分光学は、棒に含まれる燃料と直接関連する情報へのダメージフリーアクセスを提供する。
研究される同位元素のガンマスペクトル線の知識により、測定ステップにおいて面領域を得るためにおよび同位元素により、関心領域当たりの測定値を採取することが可能である。放射線により生成されガンマ線分光学において視認可能である核分裂生成物の分布は、燃料スタックの始まりと燃料スタックの終わりなどの燃料スタックの特徴に直接アクセスできるようにし、放射線に関する情報を提供する。本明細書では、表現「燃料スタック」は、互いに前後に並べて配置された少なくとも2つのペレットの集合を表す。棒は、燃料スタックと、燃料スタックを含むクラッディングと、2つの端部プラグ(クラッディングの各端部に1つづつ)とで構成されたアセンブリである。
PWR棒と呼ばれる加圧水型原子炉の棒は、クラッディング内部の縦方向に次々に配置された複数の燃料ペレットを含む円筒状クラッディングからなる。ペレットは円筒形のものであり、1センチメートル程度の長さを有する。その両端に、ペレットは面取り部と空洞(より通常は、英単語「ディッシング(dishing)」により表される)を有する。この目的の1つは、ペレットが変形を吸収できるようにすることである。
このペレットの特別の幾何学形状は、その端部における材料の低減をもたらす。この結果は、これらのゾーンの周囲の核分裂生成物のガンマ計数率が低いということである。したがって、この計数率の変動がペレットを互いに識別できるようにする。
ガンマ線スペクトルを分析するために多チャンネル分析器が通常採用される。これらの分析器は、出力データとして、いくつかのチャネルからなるヒストグラムを提供する。1つのヒストグラムチャネルjは例えば1つのエネルギー帯Bに対応する。ガンマ線光子に関連する測定量がそれらのエネルギーレベルに従ってチャネルにより分類される。スペクトルを示すチャネルjの一組がヒストグラムを構成する。
チャネルj毎に測定される量は、所定時刻に測定される多くの事象に対応し、カウントとしても知られる。チャネル毎に、測定されたカウントは合計され、チャネルに関連する値を決定できるようにする。カウントは、測定対象の粒子と使用されるセンサ(例えば、ゲルマニウム結晶)との相互作用を示す測定値に対応する。換言すれば、一個の粒子がセンサにより検知されると、1カウントがカウントされる。ヒストグラムは通常、横軸に沿ったエネルギーレベルと縦座標軸(この場合には、「カウント」を与える)上のカウントの数とにより、または毎秒カウント数(これは計数率を与える)として表される。
ガンマ線分光学を使用する照射済み燃料棒の非破壊NDE試験は特に、2つの隣接するペレットを分離するゾーンを見出せるようにする。これらのゾーンは、本明細書の残りの部分ではペレット間ゾーンと呼ばれる。
特に原子炉内で発生する現象の理解を促進するために、原子炉におけるサイクル中に燃料スタックと構成されるペレットとの幾何学形状の変化について知る必要がある。この知識を得る目的は特に、これらの燃料、ペレット、棒の製造方法を改善し、原子炉をより良く制御し、またはさらには事故も管理することである。
本発明の目的の1つは、従来技術のこれらの不十分さに対処しそれを改善することである。
この目的を達成するために、本発明の主題は、核燃料のスタックを含む少なくとも1つの燃料棒であって燃料で完全に充填された充填ゾーンと燃料で部分的に充填された中間ゾーンとを含む棒を分析する方法であって、本方法は、
−非泳動同位元素に関連するカウントプロファイルを取得するステップであって上記プロフィルはこの同位元素の棒に沿って採取された分光測定値からなる、ステップと、
−少なくとも1つの指標K_iの組を決定するステップであって、上記組は指標iの中間領域における材料の低下を定量化できるようにし、上記指標はカウントプロファイルから推定される、ステップと、
−少なくとも1つの指標K_iの組と核燃料スタックの初期幾何学形状を示す少なくとも1つの基準値RKの組とを比較することにより幾何学形状の変化を検知するステップとを含む。
一実施形態では、本分析方法はカウントプロファイルを分析することにより中間領域の位置を推定するステップをさらに含む。
幾何学形状の変化は例えば、少なくとも1つの中間領域の検知ステップにおいて検知され、K_iの指標の統計分析により推定される。幾何学形状の変化は、少なくとも1つの値K_iが幾何学形状の変化が無いことにより予想され得る理論的測定広がりと相容れない場合に、フラグが立てられる。
幾何学形状の変化は例えば、K_iと所定の基準値RKとを比較することにより少なくとも1つの中間領域に対して検知される。幾何学形状の変化は、K_iとRKとの比が既に選択された比較閾値k1を越えるまたは別の既に選択された比較閾値k2未満になると、検知される。
基準値RKは例えば、同じタイプの複数の棒全体にわたって実験的に観測されるK_i値の平均値として統計的に決定される。
そうでなければ、基準値RKは例えば、所与のペレット幾何学形状の理論計算により決定される。
上記棒は例えば、複数のペレットからなるPWRタイプの棒またはその部分であり、中間ゾーンはペレット間ゾーンに対応する。
Ru−136タイプの非泳動同位元素がカウントプロファイルを決定するために使用され得る。
本発明の別の主題は、ガンマ線分光学装置と上に述べた方法を実施する処理装置とを含む、少なくとも1つの核燃料棒を分析するためのシステムである。
本発明の別の主題は、プログラムがプロセッサにより実行されると上に述べた方法を実行するための命令を含むコンピュータプログラムである。
本発明の他の特徴と利点は、以下の添付図面に関連して与えられる非限定的例示としての以下の明細書を通して明白になる。
棒内のペレット間ゾーンを見出せるようにする方法の例を示す。 複数のペレットからなる燃料スタック上のガンマ線分光学により測定されたCs−137カウント曲線を描写する。 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法を簡略的に例示する。
図1に、ペレット間ゾーンをPWR棒または棒部分内において見出せるようにする方法の単純化した例を示す。
ガンマ線分光学により捕捉される測定値により、測定ステップ毎に全スペクトラムが得られるようにする。測定装置が燃料スタック全体を測定できるように、研究対象棒を、使用される測定装置に対して横断的に移動することができる。逆もまた可能である。このとき移動するのは装置である。この装置は、それを通して光子のガンマ線が測定される通常1ミリメートル程度の大きさを有する測定窓を使用する。測定点毎に、関心領域当たりの明確に規定された面が、例えば約15個の同位元素毎に求められ、すべてのエネルギーの合計カウントが計算される。これにより、同位元素による計数率の分布をプロットできるようにする。また、燃料スタックに沿った合計カウントの分布をプロットすることが可能である。これらの分布は本明細書の残りの部分では「カウントプロフィル」と呼ばれる。
次に、ペレット間ゾーンを見出すために一連のステップを行うことができる。これにより特に、燃焼中(すなわち、原子炉内のそれらのサイクル中)のペレットの形状の変化をカウントおよび研究できるようにする。
第1ステップ100は所与の同位元素に関連するカウントプロフィルを選択する。このプロフィルは利用可能である必要がある、すなわち、統計的意味で良好な特性を表示する分布に対応する必要がある。
第2ステップ101は処理されるスタックの端部ゾーンをなくすことを目的としている。
第3ステップ102は、燃料セルに整合されミリメートルで表された軸方向範囲DXの選択に対応する。計数率のローリング平均値はこの軸方向範囲全体にわたって計算される。一例としてDX=5mmである。
第4ステップ103は検知閾値DYの選択に対応する。この閾値により、ペレットゾーンが識別されるようにする。点xにおけるカウントが、当該点に対して計算されたローリング平均値とDYパーセント超だけ異なれば、点xはペレット間ゾーンに属していると考えられる。一例としてDY=5%である。
第5ステップ104は発見されたペレットの位置(すなわち、それぞれの開始距離と終了距離)を取得する。
第6ステップ105は、ペレット間ゾーンの両側に位置するフラグメントの長さが予想長より著しく短いまたは長いにもかかわらず(および逆もまた同様)同じペレットに属すると考えられなかったであろう2つのゾーンを手動で結合するための選択肢として実行することができる。
図2に、複数のPWRペレットからなる燃料スタック上のガンマ線分光学により測定されたCs−137カウント曲線を描写する。横軸は、ミリメートルの距離、すなわち様々な測定点の位置を示す。測定された複数の標準化カウント(最大カウントに対するカウント)が縦座標軸上に与えられる。
先に述べたように、ガンマ線分光学を使用することにより核分裂生成物の放射線を観測することで、燃料スタックの特徴に直接アクセスすることができる。この例では、Cs−137の放射線が観測され、この観察により、スタック200の始まりとスタック201の終りとを見出すことができる。さらに、この例では、PWR棒に含まれるペレットの特定幾何学形状が、ペレットの両端における材料の低下につながる。したがって、核分裂生成物のガンマ線計数率は、ペレット間ゾーンではより低く、これによりペレットの相対的位置を識別できるようにする。測定された曲線の領域202を拡大した(210)。この領域は、3つのペレット203、204、205の長さに対応する。測定された計数率曲線は、充填ペレット部分に対応する3つのプラトー206、207、208を示す。さらに、2つのディップ209と220が現われておりペレット間ゾーンに対応する。したがって、得られた曲線を分析することにより、燃料スタックの幾何学形状と、適切な場合、燃料スタックを構成するペレットの幾何学形状とを研究することが可能である。次に、ペレットをカウントし、棒の製造を照合し、その放射に続く棒の伸長を監視することが可能である。図1に記載の方法をそのために使用することができる。
図3に、照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法を簡略的に例示する。
第1ステップ300は最初に、前もって選択された測定ステップにより、いくつかのペレットを含む燃料棒または燃料スタックに沿ったガンマ線スペクトル測定値を採取する。これらの測定の結果はガンマ線スペクトルの集合に対応し、測定ステップ毎に1つのスペクトルが得られる。カウントプロファイルとも呼ばれる第1の測定プロファイルがガンマ線スペクトルから抽出される。このカウントプロファイルは非泳動同位元素について決定される。
非泳動同位元素は、燃料が晒された温度にかかわらず、核分裂時に生成されたまま残る同位元素である。ルテニウム−106(Ru−106)は非泳動同位元素として使用することができるが、Zr−95、Eu−154またはRh−103などの他の非泳動同位元素もまたそのために使用され得る。
次に、燃料スタックの幾何学形状の変化があったかどうかを判断するために一組のステップ301が行われる。
ステップ302は、中間ゾーンを見出すため、したがって中間ゾーンを充填ゾーンから区別するために行われる。棒のゾーンは、材料で一杯である場合に充填されたと言われ、中間ゾーンは材料で完全には充填されない棒のゾーンである。したがって、中間ゾーンは、ペレット間ゾーンに、またはそうでなければ燃料棒の端部に対応するゾーンに対応する。
本明細書の残りの部分では、関心があるのはペレット間ゾーンであるが、本発明は他の中間ゾーンに適用され得る。
一例として、PWR棒の2つのペレット間の中間ゾーンは、充填ゾーンより10パーセント程度少ない(0.90のRK値に対応する)材料を含む。このようなゾーンもまたペレット間ゾーンと呼ばれる。本明細書の残りの部分では、関心があるのはペレット間ゾーンであるが、本発明は棒の各端部に見つかるゾーンなど他の中間ゾーンに適用され得る。
中間ゾーンを正確に見出すために、非泳動同位元素のカウントプロフィル(基準測定時に棒について決定される)を利用し得る。非泳動同位元素放射線測定値を分析することで、充填ゾーンと中間ゾーンとのガンマ線の放射の差異を示す基準値を得ることができる。一実施形態では、このような分析を行うために、図1の助けにより上に述べた方法を使用することができる。
そうでなければ、中間領域は、燃焼に先立って、スタックの幾何学形状を示す図を使用することにより見出され得る。
ステップ303は、前のステップ302において見出された中間ゾーンにおける材料の低下を定量化できるようにする指標K_iを決定する目的を有する。この指標は、このゾーンの補間値T_iと中間ゾーン内の非泳動同位元素の測定プロファイルからの値との比較に対応する。
補間値T_iは、材料で充填されていれば中間ゾーン上で測定され得るであろう値に対応する。次のステップでは、指標iのペレット間領域毎に決定された一組のK_i値またはこれらの値の少なくとも1つのサブセットを使用することが可能である。
次に、ステップ304は棒の幾何学形状の変化を検出する目的を有する。基準値RKは、そのために決定することができる。
基準値RKは例えば、同じタイプの複数の棒全体にわたって実験的に観測されるK_i値の平均値により統計的に決定することができる。
そうでなければ、基準値RKは、ペレットの所与の幾何学形状を理論的に求めることにより決定することができ、ガンマ線分光学を行うために使用される測定器の構成とタイプに対して再校正される。
RKの値は例えば0.9である。
すべての場合において、K_iとこの決定値RK間の偏差は幾何学形状の変化の兆候である。
例示的な一実施形態では、幾何学形状の変化を検知するために定数k1とk2(k1<k2)を使用することができ、これは次のように行われる。
k1×RK≦K_i≦k2×RK(例えばk1=0.95とk2=1.05)であれば、幾何学形状の大きな変化は無い。
K_i<k1×RKまたはK_i>k2×RKであれば、幾何学形状の変化が検知される。
この例では、したがって、K_iの値が基準値RKの85%〜90%に含まれるということを保証するためにチェックが行われる。
このような場合でなければ、幾何学形状の変化は指標iのペレット間領域において検知される。
依然としてこの場合、K_iが基準値RKの105%を越えれば、充填または膨張による幾何学形状の変化がある。対照的に、K_iが基準値RKの95%未満である場合、ペレット間領域の過剰ディッシングによる幾何学形状の変化があると考えられる。
したがって、より一般的には、K_iとRKとを比較することにより、膨張、充填、または過剰ディッシングに対応する幾何学形状の変化を検知することができる。
当業者は、K_iの値と基準値とを比較できるようにする他の指標を使用することを選択できる。
この比較はまた、適切な場合、例えばペレットの膨張、またはペレット間領域の充填、またはその過剰ディッシングに起因する燃料の変形を検知および定量化できるようにする。
100 第1ステップ
101 第2ステップ
102 第3ステップ
103 第4ステップ
104 第5ステップ
105 第6ステップ
200 スタック
201 スタック
202 領域
203 ペレット
204 ペレット
205 ペレット
206 プラトー
207 プラトー
208 プラトー
209 ディップ
210 拡大図
220 ディップ
300 第1ステップ
301 一組のステップ
302 ステップ
303 ステップ
304 ステップ
エネルギー帯
DX 軸方向範囲
DY 検知閾値
j チャネル
k_1 指標
k1 比較閾値
k2 比較閾値
RK 基準値
T_i 補間値

Claims (10)

  1. 核燃料のスタックを含む少なくとも1つの燃料棒であって燃料で完全に充填された充填領域と燃料で部分的に充填された中間領域とを含む棒を分析する方法であって、
    −非泳動同位元素に関連するカウントプロファイルを取得するステップ(300)であって前記カウントプロフィルはこの同位元素の棒に沿って採取された分光測定値からなる、ステップと、
    −少なくとも1つの指標K_iの組を決定するステップ(303)であって指標iの中間領域における材料の低下を定量化できるようにし、前記指標は前記カウントプロファイルから推定される、ステップと、
    −少なくとも1つの指標K_iの前記組と前記核燃料スタックの初期幾何学形状を示す少なくとも1つの基準値RKの組とを比較することにより幾何学形状の変化を検知するステップ(304)とを含む方法。
  2. 前記カウントプロファイルを分析することにより前記中間領域の位置を推定するステップ(302)をさらに含む、請求項1に記載の分析方法。
  3. 幾何学形状の前記変化は、少なくとも1つの中間領域に対して、ステップ(304)において検知され、前記K_iの指標の統計分析により推定され、
    幾何学形状の変化は、少なくとも1つの値K_iが幾何学形状の変化が無いことにより予想され得る理論的測定広がりと相容れない場合に、フラグが立てられる、請求項1乃至3のいずれか一項に記載の分析方法。
  4. 幾何学形状の前記変化は、K_iと所定の基準値RKとを比較することにより少なくとも1つの中間領域に対してステップ(304)において検知され、
    幾何学形状の変化は、K_iとRKとの比が既に選択された比較閾値k1を越えるまたは別の既に選択された比較閾値k2未満になると検知される、請求項1または2に記載の分析方法。
  5. 前記基準値RKは同じタイプの複数の棒全体にわたって実験的に観測されるK_i値の平均値により統計的に決定される、請求項4に記載の分析方法。
  6. 前記基準値RKは所与のペレット幾何学形状の理論計算により決定される、請求項4に記載の分析方法。
  7. 前記棒は複数のペレットからなるPWRタイプの棒またはその部分であり、中間ゾーンはペレット間ゾーンに対応する、請求項1乃至6のいずれか一項に記載の分析方法。
  8. Ru−136タイプの非泳動同位元素が前記カウントプロファイルを決定するために使用される、請求項1乃至7のいずれか一項に記載の分析方法。
  9. 請求項1乃至8のいずれか一項に記載の方法を実施するガンマ線分光学装置と処理装置とを含む少なくとも1つの核燃料棒を分析するためのシステム。
  10. プロセッサにより実行されると請求項1乃至8のいずれか一項に記載の方法を実行するための命令を含むコンピュータプログラム。
JP2014160476A 2013-08-07 2014-08-06 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法 Pending JP2015034821A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1357868 2013-08-07
FR1357868A FR3009627B1 (fr) 2013-08-07 2013-08-07 Methode d'analyse des changements de geometrie d'un combustible irradie

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2015034821A true JP2015034821A (ja) 2015-02-19

Family

ID=49780043

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2014160476A Pending JP2015034821A (ja) 2013-08-07 2014-08-06 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9733074B2 (ja)
EP (1) EP2835804B1 (ja)
JP (1) JP2015034821A (ja)
KR (1) KR20150017686A (ja)
CN (1) CN104347128A (ja)
FR (1) FR3009627B1 (ja)
RU (1) RU2014132560A (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111580149B (zh) * 2020-05-19 2022-02-08 中国人民解放军国防科技大学 一种燃料组件能谱成像方法及装置
RU2738751C1 (ru) * 2020-07-01 2020-12-16 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "Сосны" Способ ультразвукового контроля параметров формоизменения тепловыделяющих сборок ядерных реакторов

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4229654A (en) * 1978-08-07 1980-10-21 General Electric Company Determining fissile content of nuclear fuel elements
JP2006512567A (ja) * 2002-12-24 2006-04-13 ベルゴニュークレール・ソシエテ・アノニム Mox燃料棒を品質管理するための方法および装置
US7132651B2 (en) * 2004-04-23 2006-11-07 Framatome Anp, Inc. In-situ BWR and PWR CRUD flake analysis method and tool
CN101727996B (zh) * 2008-10-31 2012-06-27 中国核动力研究设计院 压水堆核电站辐照后燃料组件变形检测方法及其实现装置
FR2945373B1 (fr) * 2009-05-05 2014-06-06 Realisations Nucleaires Sa D Et Dispositif et appareil pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucleaire
JP2012185108A (ja) * 2011-03-08 2012-09-27 Nuclear Fuel Ind Ltd 原子燃料棒の内部検査方法

Also Published As

Publication number Publication date
EP2835804A1 (fr) 2015-02-11
CN104347128A (zh) 2015-02-11
EP2835804B1 (fr) 2017-06-28
KR20150017686A (ko) 2015-02-17
US9733074B2 (en) 2017-08-15
US20150041670A1 (en) 2015-02-12
FR3009627A1 (fr) 2015-02-13
FR3009627B1 (fr) 2015-09-25
RU2014132560A (ru) 2016-02-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Favalli et al. Determining initial enrichment, burnup, and cooling time of pressurized-water-reactor spent fuel assemblies by analyzing passive gamma spectra measured at the Clab interim-fuel storage facility in Sweden
Hellesen et al. Nuclear spent fuel parameter determination using multivariate analysis of fission product gamma spectra
Immè et al. Nuclear track detector characterization for alpha-particle spectroscopy
Svärd et al. Applicability of a set of tomographic reconstruction algorithms for quantitative SPECT on irradiated nuclear fuel assemblies
Kaplan et al. Determination of spent nuclear fuel assembly multiplication with the differential die-away self-interrogation instrument
JP2015034821A (ja) 照射済燃料の幾何学形状の変化の分析方法
KR101440273B1 (ko) 파이로공정 생성물인 u/tru 잉곳에서의 플루토늄 측정 방법 및 이를 이용한 시스템
Nazemi et al. Obtaining optimum exposure conditions for digital X-ray radiography of fresh nuclear fuel rods
Caruso et al. Validation of 134Cs, 137Cs and 154Eu single ratios as burnup monitors for ultra-high burnup UO2 fuel
CN115575435A (zh) 一种气态流出物中放射性碘的分析方法
US9097807B2 (en) Method of analysing the effect of temperature on an irradiated fuel
US20160358679A1 (en) Systems and methods for determining an amount of fissile material in a reactor
KR20110091264A (ko) 핵물질 혼재 시료에서 핵물질별 정량분석을 하기 위한 비파괴측정장치와 통합 분석시스템을 갖춘 핵물질 통합 측정 시스템
KR101740882B1 (ko) 사용후 핵연료봉 내 플루토늄 측정 시스템 및 그 측정 방법
White et al. Applications of x-ray fluorescence and fission product correlations for nuclear forensics
Qin et al. On-line detection of key radionuclides for fuel-rod failure in a pressurized water reactor
Dietler et al. Characterization and qualification of a measurement station for neutron assay of burnt fuel
RU2012117798A (ru) Способ определения изотопного отношения делящегося вещества, содержащегося в камере деления
Ware et al. Evaluation of neutron cross sections for hafnium in the resolved resonance range
Swinhoe et al. Determination of 242Pu by correlation with 239Pu only
RU2647126C1 (ru) Способ контроля линейной плотности распределения топлива по длине топливного столба уран-засыпных и уран-заливных тепловыделяющих элементов
Nie et al. Comparison of Currie Method and ISO Standard 11929 Method of the Minimum Detectable Activity Concentration
KR101406881B1 (ko) 사용후핵연료의 핵연료봉별 축방향 감마선량 및 연소도 분포 측정 방법 및 이를 이용한 시스템
Solodov et al. The Use of Self-Induced XRF to Quantify the Pu Content in MOX Spent Nuclear Fuel
Gunnink et al. PAT, a Program for Determining the Category of Plutonium Samples