JP2022536730A - Ｃａｎｄｕ型原子炉における被覆穿孔を有する燃料バンドルの炉心内位置を検出および特定するための方法およびシステム - Google Patents

Abstract

本方法は、被覆管を通過するように冷却材を流すための複数の直線状に配置されたチャネルに収容された複数の被覆管を有する反応炉における使用に好適である。本方法は、複数のチャネルのうちの少なくとも１つにおける冷却材中の少なくとも１つの核分裂生成物の存在を示す選択済みの基準を超える放射線の増大の発生に関して、チャネルを監視することと、複数のチャネルのうちの少なくとも１つの長さに沿った基準を超える冷却材中の放射線強度の時間依存変化の発生に関して、チャネルを監視することと、を含む。漏出の位置は、チャネルに隣接して位置付けられた検出器の固定された線形アレイからの放射線測定値を三角測量して、最も強い放射線測定値の位置および放射線の増大が生じたチャネルの長さに沿った位置を決定することにより、算出される。

Description

（関連出願の相互参照）
本出願は、米国特許法第１１９条（ｅ）の下、「ＭＥＴＨＯＤ ＡＮＤ ＳＹＳＴＥＭ ＴＯ ＤＥＴＥＣＴ ＡＮＤ ＬＯＣＡＴＥ ＴＨＥ ＩＮ－ＣＯＲＥ ＰＯＳＩＴＩＯＮ ＯＦ ＦＵＥＬ ＢＵＮＤＬＥＳ ＷＩＴＨ ＣＬＡＤＤＩＮＧ ＰＥＲＦＯＲＡＴＩＯＮＳ ＩＮ ＣＡＮＤＵ－ＳＴＹＬＥ ＮＵＣＬＥＡＲ ＲＥＡＣＴＯＲＳ」と題する２０１９年６月１２日出願の米国特許出願第１６／４３９，０６１号に対する優先権の利益を主張する。その全開示が、ここで本明細書に参照により組み込まれる。

本発明は、選択的な核分裂生成物からのガンマ線を感知するように較正された固体放射線検出器のアレイを用いて、壁を貫通する被覆穿孔を有する１つまたは複数の燃料棒を含む炉心内核燃料バンドルの位置を検出するための方法およびシステムに関する。

図１に一部を示すようなＣＡＮＤＵ（登録商標）型（Ｃａｎａｄａ Ｄｅｕｔｅｒｉｕｍ Ｕｒａｎｉｕｍ）原子炉は、減速材および冷却材の両方に重水を用いる圧力管設計を利用する。核燃料、すなわち核分裂性物質は、典型的には、ジルコニウム合金被覆管に収容された二酸化ウラン（ＵＯ_２）ペレットであって、水平に配置された燃料チャネル内に複数のそのような被覆管をバンドルとしてまとめたものである。冷却材は、被覆管バンドルの周囲のチャネル内を流れる。場合により、典型的には被覆管のエンドキャップにおいて、応力腐食割れ、製造欠陥、フレッティング欠陥および溶接不良などに起因して欠陥が生じることがある。欠陥の原因に関わらず、核分裂生成物および燃料デブリが冷却材中に放出されることで、冷却材を汚染し、作業員に放射線被曝のリスクを生じさせる場合がある。

燃料欠陥は現在のところ、気体状核分裂生成物および放射性ヨウ素に関して一次冷却材を監視することによって検出されており、一方で炉心内位置特定は、個々の燃料チャネルからの冷却材サンプルの遅発中性子監視により運転時に、またはチャネル供給路パイプのガンマ線監視により運転停止時に行われる。

従来の反応炉は、ロジウム系検出器、またはより最近ではバナジウム中性子束検出器などの検出器を収容するための管を含む。バナジウム中性子束検出器は、ロジウム検出器よりも正確な出力測定を提供し、かつ大幅に長寿命であることが明らかになっているが、これら従来の検出器のいずれも、燃料バンドルにおける欠陥の迅速な信号伝達を提供しない。例えばバナジウム検出器は、反応炉出力分布測定結果の信号伝達において固有の１５分の遅延を有する。

動作中におけるＣＡＮＤＵ（登録商標）型原子炉内部の漏出燃料バンドル位置の検出および特定は、現在のところ、非常に複雑で、高価で、かつ不確実なプロセスである（Ｒ． Ｄ． ＭａｃＤｏｎａｌｄら、Ｄｅｔｅｃｔｉｎｇ， Ｌｏｃａｔｉｎｇ ａｎｄ Ｉｄｅｎｔｉｆｙｉｎｇ Ｆａｉｌｅｄ Ｆｕｅｌ Ｉｎ Ｃａｎａｄｉａｎ Ｐｏｗｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒｓ、ＡＥＣＬ－９７１４、１９９０年２月を参照）。厳密にどの燃料バンドルに不良が生じたかを決定することは、不正確でありかつ時間がかかる。この不確実性により、冷却系における核分裂生成物汚染を最小限にするために燃料チャネル出力および燃料供給速度を効果的に管理することが困難となる。

原子炉内の燃料バンドルの燃料棒における漏出を検出するための方法を、本明細書において説明する。燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の直線状に配置されたチャネルに収容された複数の燃料バンドルを有する原子炉において、本方法は、選択済みの基準エネルギー強度を超える特定のエネルギーを超える正規化された測定されたガンマ線レベルの増大の発生、および冷却材の流れの方向におけるチャネルの長さに沿った距離に応じた燃料チャネルにおける選択されたガンマ線エネルギーの正規化された測定された強度の後続の減少に関して燃料チャネルを監視することを含む。燃料チャネルの長さにわたるガンマ線レベルの正規化された強度の変化は、複数の燃料チャネルのうちの少なくとも１つにおける冷却材中の少なくとも１つの核分裂生成物の存在を示す。本方法は、複数のチャネルのうちの少なくとも１つの長さに沿った基準を超える冷却材中の放射線強度の時間依存変化の発生に関してチャネルを監視することをさらに含む。チャネルを監視することは、チャネルのうちの複数の長さに沿って固体放射線検出器の固定された線形アレイを配置し、検出器のアレイからの測定値を取得することを含み、固体検出器は、第１の面および第２の面を有する炭化ケイ素基板と、基板の第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、ショットキー・コンタクトから離隔されてその間に間隙を画定する電子放出体材料と、から構成され、間隙および電子放出体材料の各々は、少なくとも１つの核分裂生成物の存在と合致する基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成される。本方法はまた、放射線測定値を三角測量して、最も強い放射線測定値の位置および放射線の増大が生じたチャネルの長さに沿った位置を決定することを含む。

様々な態様において、測定値は、検出器から連続的に取得される。様々な態様において、測定値は、検出器からパルス方式で取得される。複数の燃料チャネルの各々の長さに沿って検出器の固定された線形アレイが存在してよい。

また、燃料バンドルにおける漏出を検出し、対応する燃料チャネルにおける漏出の軸方向および径方向の位置を特定する方法を、本明細書において説明する。いくつかのバンドル内に位置付けられた複数の燃料棒と、燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の直線状に配置されたチャネルに収容された複数の燃料バンドルと、を有する原子炉において、本方法は、複数のチャネルと隣接してかつ複数のチャネルに略垂直に位置付けられた複数の検出器管の各々に複数の固体放射線検出器を配置することを含む。複数の放射線検出器は、各検出器管の長さに沿って互いに離隔され、チャネル内における選択された核分裂材料からの放射線の存在を検出するように当該チャネルに十分近接する。放射線検出器は、第１の面および第２の面を有する炭化ケイ素基板と、基板の第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、の間に間隙を画定する、ショットキー・コンタクトから離隔された電子放出体材料と、を備え、間隙および電子放出体材料の各々は、選択された核分裂材料の存在と合致する基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成される。本方法はまた、正規化された基準レベルを超える信号を検出するように複数の検出器を監視し、各検出器からの信号を三角測量して、最も高い正規化された信号強度を有する検出器に最も近接する被覆管の位置を決定することを含む。特定の燃料チャネルの周囲に位置付けられた複数の検出器において、正規化された検出器信号強度の部分的な増大が同時に生じた場合、影響を受けた各検出器における増大の最大量の水平位置が、Ｎａｇｅｓｗａｒａ Ｓ． Ｖ． Ｒａｏら、「Ｉｄｅｎｔｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｌｏｗ－Ｌｅｖｅｌ Ｐｏｉｎｔ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓｏｕｒｃｅｓ Ｕｓｉｎｇ ａ Ｓｅｎｓｏｒ Ｎｅｔｗｏｒｋ」、Ｏａｋ Ｒｉｄｇｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ、２００６年（Ｒａｏらの方法）に記載のような点放射線源検出によって決定される。これは、幾何学的差異の三角測量を用いて行われる。影響を受けた燃料チャネルに最も近い測定された検出器信号の部分的変化の指数関数的減衰フィットが、測定された検出器の部分的変化の最大値の位置から開始して展開される。このプロセスは、逐次確率比検定を用いて、フィッティングされたデータにおける所望の統計的信頼度が得られるまで繰り返される。得られた燃料チャネルの長さに沿った指数関数的減衰フィッティングの時定数を調べて、対象の核分裂生成物の崩壊定数と整合するか否かを決定する。行われた評価が肯定的である場合、漏出燃料バンドルの鉛直位置および水平位置が、幾何学的差異の三角測量を用いた、各々の鉛直方向および径方向の検出器平面における最大の部分的な検出器の三角測量によって決定されてよい。

また、燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の水平に配置されたチャネルに収容された複数の水平に配置された燃料バンドルを有する原子炉において燃料バンドルにおける漏出を検出するためのシステムを、本明細書において説明する。本システムは、様々な態様において、複数のチャネルと隣接してかつ複数のチャネルに略垂直に位置付けられた複数の管と、複数の管の各々における複数の固体放射線検出器とを含み、複数の放射線検出器は、各検出器管の長さに沿って互いに離隔され、チャネル内における選択された核分裂材料からの放射線の存在を検出するように前記チャネルに十分近接する。放射線検出器の各々は、第１の面および第２の面を有する炭化ケイ素基板と、基板の第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、ショットキー・コンタクトから離隔されてその間に間隙を画定する電子放出体材料と、を備え、間隙および電子放出体材料の各々は、選択された核分裂材料の存在と合致する基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成される。本システムはまた、特定の態様において、基準を超える放射線信号を受信し、一定期間にわたる複数の検出器からの信号強度の差を決定して、最も強い信号を発する検出器の位置を特定するためのプロセッサを含んでよい。選択された核分裂生成物は、様々な態様において、約１．４ＭｅＶの信号を有するランタン１４０であってよい。

本開示の特徴および利点が、添付の図面の参照によってよりよく理解され得る。

水平燃料チャネルおよび鉛直制御棒、ならびに固体ＳｉＣ検出器の一実施形態が設置され得る検出器チャネルを示す、典型的なＣＡＮＤＵ（登録商標）反応炉の一部分の模式図である。

ショットキー・コンタクト、および電子放出体層を備えた放射線検出器を有する炭化ケイ素ダイオードの一実施形態の模式図である。

低レベルのガンマ・エネルギー識別能力を有する図２の炭化ケイ素検出器の模式図である。

燃料チャネルに垂直に位置付けられた例示的な複数の検出器管を示すＣＡＮＤＵ（登録商標）炉のカランドリアにおける検出器管の配置の上面図を示す。

検出器管内における、バナジウム中性子束検出器と散在させたＳｉＣ検出器の例示的な位置を示す。

燃料チャネルに垂直に示した、検出器管内のＳｉＣ検出器の例示的な軸方向位置を示す。

本明細書で用いる場合、単数形の「一の（ａ）」、「一の（ａｎ）」、および「その（ｔｈｅ）」は、文脈が別途明確に定める場合を除き、複数形の言及を含む。よって、「一の（ａ）」および「一の（ａｎ）」という冠詞は、本明細書において、その冠詞の文法的目的語の１つまたは１つよりも多く（すなわち少なくとも１つ）を指すものとして用いられる。例として、「一の要素（ａｎ ｅｌｅｍｅｎｔ）」は、１つの要素または１つよりも多くの要素を意味する。

特許請求の範囲を含めた本出願において、別途示す場合を除き、量、値または特性を表すあらゆる数字は、あらゆる例において「約」との用語によって修飾されているものとして理解されるべきである。よって、数字は、「約」との用語がその数字とともに明示されていない場合もあるが、「約」との語がその前に付されているものとして解釈され得る。したがって、そうでないことが示されている場合を除き、以下の説明に記載されている任意の数値パラメータは、本開示に係る構成および方法において得ようとする所望の特性に応じて変動し得る。最低限のこととして、また特許請求の範囲への均等論の適用を限定しようとするものではなく、本説明に記載の各数値パラメータは、少なくとも記されている有効数字の数に照らして解釈されるべきであり、さらに、本明細書に記載の任意の数値範囲は、そこに包含される全ての部分範囲を含むことが意図される。例えば、「１～１０」の範囲は、記載されている最小値である１と記載されている最大値である１０との間の（かつこれらを含む）、すなわち１以上の最小値および１０以下の最大値を有するあらゆる全ての部分範囲を含むことが意図される。図１を参照すると、典型的なＣＡＮＤＵ炉１０の設計は、カランドリアと呼ばれる減速材を保持するための大型容器１４内に水平に配置されたチャネル１２に格納された燃料バンドル３８（図６参照）を含む。ＣＡＮＤＵ炉におけるカランドリアは、重水（Ｄ_２Ｏ）である。加圧された重水冷却材が、燃料バンドルの周囲のチャネル１２を通して流れる。燃料バンドル内で核分裂反応から発生した熱は冷却材に伝達され、発生した熱水および蒸気がパイプ２０を通して熱交換器へと流れ、最終的に、本明細書でさらに説明する必要のない周知の反応炉設計において発電を行うためにタービン（不図示）へと流れる。鉛直制御棒１６および検出器管１８は、燃料チャネル１２に垂直に位置付けられる。

動作中にＣＡＮＤＵ（登録商標）型原子炉心において１つまたは複数の不良燃料棒を含む燃料バンドルの炉心内位置を迅速に検出し正確に決定するために用いられ得る方法およびシステムについて、本明細書に説明する。図２および図３を参照すると、一方の面にオーミック・コンタクト２４を有し、他方の面に少なくとも１つのエピタキシャル炭化ケイ素層２８を有する炭化ケイ素導電性基板２６を含む固体放射線検出器２２が示されている。エピタキシャル炭化ケイ素層２８（または層２８ａおよび２８ｂ）は、その他方の面がショットキー・コンタクト３０により覆われている。コンプトンおよび光電子源材料などの電子放出体材料３２の最上層は、間隙３４を空けてショットキー・コンタクト３０と分離されている。検出器２２は、本明細書に参照により組み込まれる米国特許第９，８３１，３７５号に記載のデバイスに基づく。炭化ケイ素基板２６は、図３に示すように、様々な態様において水素イオンを含んでいてよい。エピタキシャル炭化ケイ素層２８は、上記で述べたように、厚さ約１ミクロンの１つの正にドーピングされた層２８ｂ、および厚さ約３～１０ミクロンの１つの負にドーピングされた層２８ａの２つの層を含んでよい。

ショットキー・コンタクト３０は、様々な態様において、白金または金から形成されてよい。様々な態様において、金またはアルミニウムの厚さ約１ミクロンの層が、ショットキー・コンタクト３０の少なくとも一部分の上に形成されてよい。電子放出体材料３２は、様々な態様において、ガンマ線の入射に応答して、活性領域を貫通し活性領域における荷電粒子の収集に寄与する電子を放出する、白金などのコンプトンおよび光電子源材料、または他の高Ｚ、またはフッ化リチウムもしくはタングステンなどの適当な高原子ドナー材料から形成されてよい。間隙３４は、例えば１気圧かつ２１℃での相対湿度約２０～７０％における、空気などの、低原子番号で導電性が小さいまたはない流体であってよい。間隙３４の厚さおよび電子放出体層３２の厚さによって画定される電子放出体層３２とショットキー・コンタクト３０との間の距離は、検出対象のガンマ線のエネルギー範囲を制御するために、下記で説明する方法を用いて調節される。電子放出体３２とショットキー・コンタクト３０との間の間隙により、所望のエネルギーのガンマ線により生成される電子のみが、測定される信号に寄与することが確実となる。

本明細書に記載の方法において、最小の検出可能なガンマ線エネルギーは、およそ１．４ＭｅＶのエネルギーを有する核分裂生成物ランチニウム１４０（Ｌａ－１４０）に対応する。検出器２２における電子放射体または放出体３２とショットキー・コンタクト３０の活性体積の表面との間の間隙３４の幅は、電子放射体３２とダイオード３０との間の流体を含む、電子放射体材料（例えば白金）の内面においてコンプトン相互作用により発生する１．４ＭｅＶ電子により生成される電子の最大飛程から決定される。

ベータ粒子の最大値Ｒｍａｘ（材料依存）は、Ｌ． ＫａｔｚおよびＡ．Ｓ． Ｐｅｎｆｏｌｄ、Ｒｅｖ． Ｍｏｄ． Ｐｈｙｓ．、２４（１９５２）、ｐ．２８により与えられる以下の実験式から計算することができる。

式中、Ｅ_βは、ＭｅＶ単位の最大ベータ・エネルギーである。ベータ粒子を停止させる能力は主に、吸収材内における電子の数（すなわちｃｍ^２あたりの電子の数である面密度）に依存する。すなわち、材料の密度厚さ（ｇ／ｃｍ^２）として表したときの飛程は、様々な吸収材が比較され得る汎用数量子（ｇｅｎｅｒｉｃ ｑｕａｎｔｉｆｉｅｒ）を与える。最大飛程が既知であれば、必要となる実際の遮蔽厚さを計算することができる。

電子放射体３２から出射されたコンプトン電子の最大飛程を決定するために１．４ＭｅＶのＬａ－１４０のガンマ・エネルギーが用いられ、間隙３４の領域における流体が水（密度ρが約１．０ｇｍ／ｃｍ^３）である場合、検出器の活性領域が必要とする電子放射体３２の背面からの最大距離は、およそ０．６ｍｍである。調整可能、すなわち厚さおよびショットキー・コンタクト３０からの距離が調整可能な電子ドナー層（図２において間隙３４を取り囲む伸縮スリーブにより記号的に表す）を追加することにより、ガンマ線がドナー材料中のソース原子を取り囲む電子と相互作用して、炭化ケイ素検出器２２の活性領域に入り込む高エネルギーのコンプトン電子および光電子をドナー層の内部に生成することが可能となる。電子放出体層３２とショットキー・コンタクト３０との間の介在間隙３４の厚さは、ドナー電子が活性領域に収集されるようにドナー電子のエネルギーを制御する。

ＳｉＣ検出器２２の間隙３４および電子放出体材料層３２は、燃料バンドルの漏出または不良を示す冷却材中の核分裂生成物を検出するように構成される。様々な態様において、本明細書に記載の方法および検出器システムにおいて用いられるＳｉＣ検出器２２は、ランタン１４０（Ｌａ^１４０）などの選択された核分裂生成物のエネルギー（約１．４ＭｅＶ）未満のエネルギーを有するいかなるガンマ線も実質的に感知しないように構成される。Ｌａ^１４０は最も一般的な核分裂生成物のうちの１つであるが、他の核分裂生成物のエネルギーが検出器２２の信号のきっかけとして用いられてもよい。当業者であれば、所与の原子炉において見出される核分裂生成物および各々の対応するエネルギーを認識している。

図４を参照すると、典型的なＣＡＮＤＵ（登録商標）型反応炉１０は、燃料チャネル１２に垂直に所望の位置に配置された複数の検出器管１８を含む。各検出器管１８は、複数のＳｉＣ検出器２２を格納する。下記でより完全に説明するように、第１の検出器２２からの核分裂生成物信号にスパイクまたは増大が生じた場合に、同じ燃料チャネルから測定結果を得る第２の検出器２２から信号強度の差が検出されるように、互いに離隔され、燃料チャネル１２に近接して位置付けられた少なくとも２つの検出器２２が存在する。検出器２２の数が多いほど、システムの信号識別が高感度となり、被覆管における欠陥の存在および発生位置を検出するシステムの能力が向上する。

様々な態様において、検出器管１８はまた、１つまたは複数のバナジウム中性子束検出器４０（図５参照）を含む。複数のＳｉＣ検出器２２は、図５に示すように既存の検出器管１８に追加されてバナジウム中性子束検出器４０の間に位置付けられてもよく、または、図６に示すように所与の管１８内にＳｉＣ検出器２２のみが存在していてもよい。反応炉１０は、各管１８内に検出器２２および４０の両方のタイプを有する検出器管１８を有していてもよく、または、一方の組は検出器２２のみを有し、他方の管１８の組はバナジウム中性子束検出器４０のみを有する２組の管１８を有していてもよい。

検出器２２は、様々な態様において、反応炉１０の燃料チャネル１２において、Ｌａ^１４０などの選択された核分裂生成物における変化を検出するように最適化された、固定された線形アレイとして配置される。燃料チャネル１２の長さおよび幅に沿った異なる位置に配置された検出器２２によって測定される正規化された信号レベルが、燃料チャネル１２の長さに沿って基準値を超えて急激に増大し経時的に減少する場合、これは、冷却材中へのＬａ^１４０などの核分裂生成物の急激な流入の存在を示す。燃料チャネル１２の長さに沿った検出器信号のピーク変化の位置を、燃料チャネル１２の長さに沿って位置付けられた他の検出器２２における時間依存変化と組み合わせることで、障害のある燃料チャネル１２および冷却材中に核分裂生成物Ｌａ^１４０を放出しているその燃料チャネル内の特定の燃料バンドル３８を特定することが可能となる。

本明細書に記載のＣＡＮＤＵ（登録商標）型反応炉のための検出システムは、向上したガンマ線感度により、ＳｉＣ検出器２２からの迅速な応答を提供する。炭化ケイ素検出器２２などの半導体放射線検出器は、ガス封入計数管などの他のタイプの検出器と比較して、いくつかの重要な利点を供する。これらの固体検出器のより高速な電荷収集時間は、パルス・モードで動作させた場合により高い計数率を処理する能力を提供し、それらの小型のサイズにより、比較的短い距離にわたる強度勾配プロファイルの測定が可能となる。パルス・モードとは、本明細書で用いる場合、検出器２２により生成される電流が、当業者には周知のプロセスを用いて、ユーザにより決定される量の入射ガンマ線を表す固定量の等価電圧が収集されるまで積算されることを意味する。ＳｉＣのより高いバンド・ギャップ・エネルギーおよびより大きい抵抗は、理論上、原子炉の高温および高放射線場において動作することが可能な検出器をもたらす。これらの理由から、ＳｉＣ検出器技術は、不良燃料バンドルの検出および位置特定に用いるのに好適である。

本明細書に記載の検出方法は、ＳｉＣ検出器２２を用いて、１．４ＭｅＶのＬａ^１４０などの選択された核分裂生成物により発せられるガンマ線を超えるエネルギーを有するガンマ線を選択的に測定する。ＳｉＣ検出器２２により１つまたは複数の燃料チャネルの長さに沿って測定される、１．４ＭｅＶ（または別の選択された核分裂生成物のもの）を超えるエネルギーを有するガンマ線の相対レベルの急激な増大は、冷却材中の核分裂生成物の存在の増大を示す。

現行の炉心内機器設計における既存の予備のまたは利用されていない開口部を用いて、反応炉１０のカランドリアに挿入された既存のバナジウム炉心内機器アセンブリの活性長に沿って複数のこれらの検出器２２を設置することにより、全ての燃料チャネル１２の長さに沿って燃料チャネル１２に垂直に位置付けられたＳｉＣセンサ２２のネットワークが形成される。燃料チャネル１２の長さに沿ったＳｉＣ検出器２２のネットワークにより、燃料チャネル１２の長さに沿ったＬａ^１４０（および他の）核分裂生成物の時間依存崩壊を測定することが可能となる。ＳｉＣ検出器２２からの信号の増大の位置および大きさを、燃料チャネル１２の長さに沿ったＳｉＣ検出器信号の時間依存変化と組み合わせて用いることで、既知の方法を用いて燃料バンドル３８の位置を三角測量することができる。例えば、汚い爆弾を捜索し位置特定する場合における放射線漏出の位置および強度を決定する方法が、Ｎａｇｅｓｗａｒａ Ｓ． Ｖ． Ｒａｏら、Ｉｄｅｎｔｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｌｏｗ－Ｌｅｖｅｌ Ｐｏｉｎｔ Ｒａｄｉａｔｉｏｎ Ｓｏｕｒｃｅｓ Ｕｓｉｎｇ ａ Ｓｅｎｓｏｒ Ｎｅｔｗｏｒｋ、Ｏａｋ Ｒｉｄｇｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ、２００６年（Ｒａｏらの方法）に開示されている。

図４には、典型的なバナジウム中性子束検出器アセンブリのレイアウトが示されている。図５に示すように、アレイ内に散在するＳｉＣ検出器２２によって測定される放射線強度レベル変化は、漏出のある被覆を有する燃料バンドル３８を含む燃料チャネル１２の位置を三角測量するために用いられてよい。燃料チャネル１２の長さにわたる核分裂生成物の冷却材流による移送の方向における経時的な測定信号アレイ強度の変化を、Ｌａ^１４０などの選択された核分裂生成物の既知の崩壊率と組み合わせて用いることで、当業者が軸方向位置の決定の精度を向上させることができる。Ｒａｏらの方法は、測定信号の強度変化を用いて不良のある燃料バンドル被覆の位置を決定するためにＳｉＣ検出器ネットワークとともに用いるように適合され得る技法についての説明を提示する。実際には、検出器２２は、１つまたは複数の受信機と信号ケーブルに沿って信号を通信し、受信機は、最も強い正規化された信号測定値を有する検出器の位置を決定してそれにより漏出の原因であるチャネル１２および同様の被覆管の位置を決定するために検出器信号を三角測量するのに必要な機能を実行するプロセッサに、検出器測定値を通信する。代替的に、検出器信号は、反応炉カランドリアの外部のみで収集され、格納建造物の外部に配置された信号処理機器への収集および転送のために、格納建造物の内部の受信機へ無線周波数信号により無線伝送され得る。

本方法論およびシステムの使用例が、以下の通り説明され得る。反応炉１０において、燃料チャネル１２を通る冷却材の流量は、認識され、既知の技法により所望に応じて連続的にまたは周期的に測定され得る。被覆管に漏出が生じた場合に十分な量存在して測定可能なガンマ線を発生させることが予期される核分裂生成物が選定される。例示的な核分裂生成物としては、核分裂性物質としてＵＯ_２を用いる反応炉１０における最も一般的な核分裂生成物のうちの１つであることから、Ｌａ^１４０が挙げられる。当業者であれば、検出器２２を構成するための基礎として、他の核分裂生成物が選択されてよいことを認識されよう。ＳｉＣ検出器２２は、間隙３４の深さおよび電子放出体材料３２の厚さを調節することにより、選択された核分裂生成物の放射のエネルギー未満のガンマ線放射が信号を発生させないように構成される。核分裂生成物がＬａ^１４０である場合、信号が発生するエネルギーは１．４ＭｅＶとなる。複数の検出器２２は、燃料チャネル１２に垂直に延びる各検出器管１８内に配置される。十分な数の検出管１８が、所与の燃料チャネルに沿った信号の変化を検出するために、燃料チャネル１２に隣接して燃料チャネル１２の長さに沿って配置される。少なくとも２つ、好ましくはより多数の検出器２２が、燃料チャネル１２に隣接して検出器管１８の長さに沿って配置される。チャネル１２内の燃料バンドル３８における被覆管に漏出が生じた場合、核分裂生成物の増大に最も近い検出器２２が、所期の標準的な基準背景レベルを超えるガンマ線の増大を検出する。燃料バンドル３８を通過して流れる冷却材は、燃料チャネル１２に隣接する検出器管１８における一連のさらなる検出器２２を通過しながら核分裂生成物を搬送する。Ｌａ^１４０は、半減期が短いため、急速に減衰し、チャネル１２の流路に沿った各検出器２２からの信号の強度は、冷却材の流れが漏出源から遠方に放射線を搬送するにつれて弱くなる。特定の燃料チャネル１２の周囲に位置付けられた複数の検出器２２において、ＳｉＣ検出器信号の部分的な増大が同時に生じる。影響を受けた各ＳｉＣ検出器２２における増大の最大量の水平位置は、上記で参照したＲａｏらの方法と同様の方法論を用いて決定される。

影響を受けた燃料チャネル１２に最も近い測定された検出器信号の部分的変化の指数関数的減衰フィットが、測定された検出器の部分的変化の最大値の位置から開始して展開される。このプロセスは、Ｒａｏに記載のような逐次確率比検定を用いて、フィッティングされたデータにおける所望の統計的信頼度が得られるまで繰り返される。得られた指数関数的減衰フィッティングの時定数を調べて、対象の核分裂生成物の崩壊定数と整合するか否かを決定する。評価が肯定的である場合、漏出燃料バンドルの鉛直位置および水平位置が、Ｒａｏらに記載の方法論を用いた最大の部分的なＳｉＣ検出器２２の信号の三角測量によって決定されてよい。

本明細書に記載の検出器２２は、液体サンプルを反応炉から取り出すことを必要としない。ＳｉＣ検出器２２の小さいサイズは、それらが既存の検出器管１８の設計における予備のおよび未使用の空間を利用することができ、既存の反応炉設計を改装する必要がないことを意味する。

検出器２２は、既知の冷却材の流量の情報を用いた、相対的な大きさの変化および反応炉の燃料チャネル１２の長さに沿った時間依存変化の三角測量により、核分裂生成物の漏出の大きさおよび漏出燃料バンドルの位置の両方を特定することができる迅速な信号を提供することが可能である。検出器管１８のアセンブリに挿入されるＳｉＣ検出器２２の連なりは、反応炉を停止する必要なくシステムの信頼性および精度が維持され得るように、動作中に交換可能とすることができる。

ＳｉＣ検出器２２から出力される信号は、反応炉の出力分布を連続的にかつ迅速に測定するために用いられ得る。上記で述べたように、バナジウム信号は固有の１５分の遅延を有する。ＳｉＣ検出器２２は、選択された核分裂生成物のものを超えるガンマ線の検出時に、より迅速に信号を発出することが可能である。漏出燃料バンドル３８の位置を特定する能力の向上により、運転コストを低減するより効果的な燃料利用策を実現することが可能となる。

本明細書に記載のこの検出器システムを正常に実装することで、現行の方法をサポートするために必要な機器、系統的配管、および保守作業に付随するあらゆるコストの排除が可能となる。

いくつかの例に従って本発明を説明したが、それらは、限定的なものではなく、あらゆる態様において例示的なものであることが意図される。よって、本発明は、当業者であれば本明細書に含まれる説明から導き出し得る、詳細な実装における多数の変形が可能である。

本明細書で言及されている全ての特許、特許出願、刊行物、または他の開示資料は、各個の参考文献がそれぞれ参照により明示的に組み込まれているかの如く、ここでその全体が参照により組み込まれる。本明細書に参照により組み込まれると記載されている全ての参考文献、およびあらゆる資料、またはその部分は、組み込まれる資料が本開示に記載の既存の規定、記述、または他の開示資料と矛盾しない範囲においてのみ、本明細書に組み込まれる。そのようなものとして、また必要な範囲において、本明細書に記載の開示は、参照により本明細書に組み込まれるあらゆる矛盾する資料に優先し、本出願において明示的に記載されている開示が支配する。

様々な例示的かつ説明的な実施形態に関して、本発明を説明した。本明細書に記載の実施形態は、開示の発明の様々な実施形態の多様な詳細の例示的特徴を提供するものとして理解される。したがって、別途規定される場合を除き、可能な範囲において、開示の実施形態の１つまたは複数の特徴、要素、構成要素、構成成分、成分、構造、モジュール、および／または態様は、開示の発明の範囲を逸脱しない限りにおいて、開示の実施形態の１つまたは複数の他の特徴、要素、構成要素、構成成分、成分、構造、モジュールと、またはこれらに対して、結合され、分離され、交換され、および／または並べ替えられてよいことが理解されるべきである。したがって、本発明の範囲から逸脱しない限りにおいて、任意の例示的実施形態の様々な置換、修正、または組み合わせがなされてよいことが、当業者には認識されよう。加えて、当業者であれば、本明細書を検討することで、本明細書に記載の発明の様々な実施形態の多数の均等物を認識し、または単に通常の実験を用いて確認することが可能である。よって、本発明は、様々な実施形態の説明によって限定されるものではなく、特許請求の範囲によって限定される。

Claims (23)

1. 燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の直線状に配置されたチャネルに収容された複数の燃料バンドルを有する原子炉において、燃料バンドルの燃料棒における漏出を検出するための方法であって、
   選択済みの基準を超える放射線の増大の発生に関して、前記複数のチャネルを監視することであって、前記選択済みの基準は、前記複数のチャネルのうちの少なくとも１つにおける前記冷却材中の少なくとも１つの核分裂生成物の存在を示す、前記監視することと、
   前記複数のチャネルのうちの前記少なくとも１つの長さに沿った前記基準を超える前記冷却材中の放射線強度の時間依存変化の発生に関して、前記複数のチャネルを監視することと、を含み、
   前記複数のチャネルを監視することは、
   前記複数のチャネルに垂直な複数の管内に、かつ、前記複数のチャネルの長さに沿って、固体放射線検出器の固定された線形のアレイを配置することと、
   前記検出器の前記アレイからの測定値を取得することと、を含み、
   前記固体検出器は、
   第１の面と第２の面とを有する炭化ケイ素基板と、
   前記基板の前記第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、
   前記基板の前記第２の面上のオーミック・コンタクトと、
   前記エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、
   前記ショットキー・コンタクトから離隔されてその間に間隙を画定する電子放出体材料と、から構成され、
   前記間隙および前記電子放出体材料の各々は、前記少なくとも１つの核分裂生成物の存在と合致する前記基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成され、
   前記方法は、さらに、
   前記放射線測定値を三角測量して、最も強い放射線測定値の位置および放射線の前記増大が生じた前記チャネルの長さに沿った位置を決定することを含む、方法。
2. 前記選択された核分裂生成物は、ランタン１４０である、請求項１に記載の方法。
3. 前記基準レベルは、１．４ＭｅＶである、請求項２に記載の方法。
4. 前記電子放出体材料は、コンプトンおよび光電子源材料である、請求項１に記載の方法。
5. 前記電子放出体材料は、白金および金からなる群から選択される、請求項４に記載の方法。
6. 前記電子放出体材料は、高Ｚ金属層により少なくとも部分的に覆われる、請求項４に記載の方法。
7. 前記測定値は、前記検出器から連続的に取得される、請求項１に記載の方法。
8. 前記測定値は、前記検出器からパルス方式で取得される、請求項１に記載の方法。
9. 前記複数のチャネルの各々の長さに沿って検出器の固定された線形のアレイが存在する、請求項１に記載の方法。
10. 選択済みの基準を超える放射線の増大の発生に関して、前記複数のチャネルを監視することは、
    選択済みの基準エネルギー強度を超える特定のエネルギーを超える正規化された測定されたガンマ線レベルの増大に関して、監視することを含み、
    前記複数のチャネルのうちの前記少なくとも１つの長さに沿った前記基準を超える前記冷却材中の放射線強度の時間依存変化の発生に関して、前記複数のチャネルを監視することは、
    前記冷却材の流れの方向における前記チャネルの長さに沿った距離に応じた前記チャネルにおける前記選択されたガンマ線エネルギーの正規化された測定された強度の後続の減少を監視することを含む、請求項１に記載の方法。
11. 燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の水平に配置されたチャネルに収容された複数の水平に配置された燃料バンドルを有する原子炉において、燃料バンドル内の燃料棒における漏出を検出するためのシステムであって、
    前記複数のチャネルと隣接してかつ前記複数のチャネルに略垂直に位置付けられた複数の管と、
    前記複数の管の各々における複数の固体放射線検出器であって、
    前記複数の放射線検出器は、各管の長さに沿って互いに離隔され、チャネル内における選択された核分裂材料からの放射線の存在を検出するように前記チャネルに十分近接しており、
    前記複数の放射線検出器の各々は、
    第１の面と第２の面とを有する炭化ケイ素基板と、
    前記基板の前記第２の面上のオーミック・コンタクトと、
    前記基板の前記第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、
    前記エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、
    前記ショットキー・コンタクトから離隔されてその間に間隙を画定する電子放出体材料と、を備え、
    前記間隙および前記電子放出体材料の各々は、前記選択された核分裂生成物の存在と合致する基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成される、前記複数の固体放射線検出器と、
    前記基準を超える放射線信号を受信し、一定期間にわたる複数の検出器からの信号強度の差を決定して、最も強い信号を発する検出器の位置を特定するためのプロセッサと、
    を備える、システム。
12. 前記選択された核分裂生成物は、ランタン１４０である、請求項１１に記載のシステム。
13. 前記基準レベルは、１．４ＭｅＶである、請求項１１に記載のシステム。
14. 前記電子放出体材料は、コンプトンおよび光電子源材料である、請求項１１に記載のシステム。
15. 前記電子放出体材料は、白金である、請求項１４に記載のシステム。
16. 前記複数の放射線検出器は、各管内において固定された線形アレイとして配置され、
    前記複数の管は、各チャネルの長さに沿った固定位置に配置される、請求項１１に記載のシステム。
17. 燃料バンドルを通過するように冷却材を流すための複数の直線状に配置されたチャネルに収容された複数の燃料バンドルを有する原子炉において燃料バンドル内の燃料棒における漏出を検出するための方法であって、
    前記複数のチャネルと隣接してかつ前記複数のチャネルに略垂直に位置付けられた複数の検出器管の各々に複数の固体放射線検出器を配置することであって、
    前記複数の放射線検出器は、各検出器管の長さに沿って互いに離隔され、チャネル内における選択された核分裂材料からの放射線の存在を検出するように前記チャネルに十分近接しており、
    前記放射線検出器は、
    第１の面と第２の面とを有する炭化ケイ素基板と、
    前記基板の前記第２の面上のオーミック・コンタクトと、
    前記基板の前記第１の面上のエピタキシャル炭化ケイ素層と、
    前記エピタキシャル層の少なくとも一部分を覆うショットキー・コンタクトと、
    前記ショットキー・コンタクトから離隔されてその間に間隙を画定する電子放出体材料と、を備え、
    前記間隙および前記電子放出体材料の各々は、前記選択された核分裂生成物の存在と合致する基準レベルを超える放射線を検出するのに効果的な深さに構成される、前記配置することと、
    前記基準レベルを超える信号を検出するように前記複数の検出器を監視し、各検出器からの信号の正規化された強度を三角測量して、最も高い信号を有する検出器に最も近接する被覆管の位置を決定することと、
    を含む方法。
18. 前記選択された核分裂生成物は、ランタン１４０である、請求項１７に記載の方法。
19. 前記基準レベルは、１．４ＭｅＶである、請求項１７に記載の方法。
20. 前記電子放出体材料は、コンプトンおよび光電子源材料である、請求項１７に記載の方法。
21. 前記電子放出体材料は、白金である、請求項２０に記載の方法。
22. 前記複数の放射線検出器は、各検出器管内において固定された線形アレイとして配置され、
    前記複数の検出器管は、各チャネルの長さに沿った固定位置に配置される、請求項１７に記載の方法。
23. 前記基準レベルを超える信号を検出するように前記複数の検出器を監視することは、
    選択された基準エネルギー強度を超える特定のエネルギーを超える正規化された測定されたガンマ線レベルの増大に関して監視することと、
    前記冷却材の流れの方向における前記チャネルの長さに沿った距離に応じた前記チャネルにおける前記選択されたガンマ線エネルギーの正規化された測定された強度の後続の減少を監視することと、を含む、請求項１７に記載の方法。
    

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