KR102096289B1 - Apparatus for scintillator based real-time partial defect detection in spent nuclear fuel - Google Patents

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Abstract

본 발명은 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 섬광체를 이용하여 저장되어 있는 혹은 운반되고 있는 사용후핵연료 집합체의 부분결손(partial defect)을 계측하는 장치에 관한 것이다.
본 발명에 의하면, 사용후핵연료 집합체 표면의 결함 뿐 아니라, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 내 전체 부위의 결함까지도 감지할 수 있으며, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 한 개에 결손이 발생해도 이를 계측할 수 있게 한다. 또한 본 발명의 계측 장치는, 고정된 위치에 두는 것이 아니라 이동형 장치에 부착할 수 있어 사용후핵연료 집합체를 이동할 필요없이 계측장치의 이동에 의해 결함 감지를 수행할 수 있으며, 또한 실리콘 광증배관(SiPM) 대신 광전지(photovoltaic cell)를 위치시켜 더 간단한 시스템 구조를 가짐으로써 높은 외부 전압 공급원이 필요하지 않게 되며 전류 및 전압 계측기에 공급할 정도의 외부 전력만을 필요로 하여, 계측시의 전력소모를 줄이도록 한다.The present invention relates to a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device, and more particularly, to a device for measuring a partial defect of a spent fuel assembly stored or transported using a scintillator. will be.
According to the present invention, it is possible to detect not only defects on the surface of the spent fuel assembly, but also defects in the entire portion of the fuel rods constituting the spent fuel assembly, even if a defect occurs in one fuel rod constituting the spent fuel assembly. Make it measurable. In addition, the measuring device of the present invention can be attached to a mobile device rather than being placed in a fixed position, so that it is possible to perform defect detection by moving the measuring device without having to move the spent fuel assembly, and also silicon photomultiplier tube (SiPM ) Instead, by placing a photovoltaic cell, it has a simpler system structure, so a high external voltage source is not required, and only external power sufficient to supply the current and voltage meters is required, reducing power consumption during measurement. .

Description

섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치{APPARATUS FOR SCINTILLATOR BASED REAL-TIME PARTIAL DEFECT DETECTION IN SPENT NUCLEAR FUEL}Scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device {APPARATUS FOR SCINTILLATOR BASED REAL-TIME PARTIAL DEFECT DETECTION IN SPENT NUCLEAR FUEL}

본 발명은 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 섬광체를 이용하여 저장되어 있는 혹은 운반되고 있는 사용후핵연료 집합체의 부분결손(partial defect)을 계측하는 장치에 관한 것이다.The present invention relates to a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device, and more particularly, to an apparatus for measuring a partial defect of a spent fuel assembly stored or transported using a scintillator. will be.

부분결손은 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 혹은 핀 중 일부가 더미 물질(dummy material)로 전용된(diverted) 경우를 뜻한다. 부분결손을 포함한 것으로 판단되는 사용후핵연료 집합체에 대하여는 정밀 조사가 필요하게 된다.Partial defects refer to the case where some of the fuel rods or pins that make up the spent fuel assembly are diverted to dummy material. A detailed investigation is required for spent fuel assemblies that are considered to contain partial defects.

대한민국 등록특허 10-1589258은, 감마선 영상 장치를 이용한 사용후핵연료 집합체의 결손 검증 시스템 및 그 검증 방법에 관한 것으로서, 고정된 위치에 설치된 복수 개의 감마선 검출기를 이용하여 사용후핵연료 집합체의 단층 컴프턴 영상을 획득하여 사용후핵연료 집합체의 부분 결손 및 바이어스 결손을 검증할 수 있는 감마선 영상 장치를 이용한 사용후핵연료 결손 검증 시스템 및 그 검증 방법에 관한 것이다.Republic of Korea Patent Registration 10-1589258, using a gamma-ray imaging apparatus for a defect verification system of a spent fuel assembly and a method for verifying the same, using a plurality of gamma-ray detectors installed at a fixed position, a tomographic Compton image of the spent fuel assembly The present invention relates to a system for verifying defects in spent fuel using a gamma-ray imaging apparatus capable of verifying partial and bias defects in the spent fuel assembly and obtaining the method.

상기 발명은 고정된 위치에 복수 개의 감마선 검출기를 설치하여 사용후핵연료의 단층 컴프턴 영상을 획득하여 사용후핵연료 집합체 표면의 결함을 계측할 뿐 집합체를 구성하고 있는 연료봉의 결손 여부를 검증하지 못한다. 그러나 본 발명은 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 한 개에 결손이 발생해도 이를 계측할 수 있으며 고정된 위치에 두는 것이 아니라 이동형 장치에 부착할 수 있다는 장점을 가지고 있다. 또한 상기 발명에서 기술한 간단한 시스템 구조에서 실리콘 광증배관(SiPM) 대신 광전지를 위치시켜 더 간단한 시스템 구조를 가지며, 이를 통하여 높은 외부 전압 공급원이 필요하지 않게 되며 전류 및 전압 계측기에 공급할 정도만의 외부 전력을 필요로 한다.The present invention does not verify whether the fuel rod constituting the aggregate is defective or not by measuring a defect on the surface of the spent fuel assembly by installing a plurality of gamma ray detectors at a fixed position to obtain a tomographic Compton image of the spent fuel. However, the present invention has the advantage that it can measure even if a defect occurs in one of the fuel rods constituting the spent fuel assembly and can be attached to a mobile device rather than being placed in a fixed position. In addition, in the simple system structure described in the present invention, a photovoltaic cell is positioned instead of silicon photomultiplier tube (SiPM) to have a simpler system structure, thereby eliminating the need for a high external voltage source and supplying only external power sufficient to supply current and voltage meters. in need.

또한 도 1은 종래 감마선 계수에 사용되는 이온 전리함의 구조를 나타내는 모식도이다. 즉 PDET 등 기존의 부분결손 계측 장비들은 감마선 계수를 위하여 이온 전리함 (ion chamber)을 사용한다. 이온 전리함은 외부의 방사선이 전리함 내부의 기체를 여기시켜 이온쌍을 만들고 외부 전압을 인가하여 만든 양극 및 음극을 만든다. 전리된 전자와 양이온은 전기장에 의하여 각각 양극과 음극으로 이동하게 되고 회로에는 전류가 흐르게 된다. 전류의 세기는 외부 방사선원의 세기와 비례한다. 전리함 내부 기체에서 생성된 이온쌍 중 일부는 양극 및 음극에 도달하기 전에 재결합하게 되는데, 이를 보정하기 위해 수집효율 (collection efficiency, 전극에 도달한 이온쌍의 전하/총 생성된 이온쌍의 전하)을 계산한다. 유사한 세기의 방사선 환경에서는 수집효율이 외부 인가전압에 대한 함수이지만, 사용후핵연료 저장환경과 같은 환경에 이온 전리함을 적용할 경우 고방사능 환경에서의 수집효율 계측을 포함한 이온 전리함의 교정작업이 필요하다. 즉, 사용후핵연료는 연소이력 및 냉각기간에 따라 큰 감마선 세기의 차이를 보이기 때문에, 기존의 부분결손 계측 장비들은 지속적인 교정이 필요한 문제점이 있었다.1 is a schematic diagram showing the structure of an ion ionizer used in conventional gamma ray counting. That is, existing partial defect measurement devices such as PDET use an ion chamber for gamma ray counting. The ion ionizer excites the gas inside the ionizer to form ion pairs and external and external voltages to produce positive and negative electrodes. The ionized electrons and positive ions move to the positive and negative electrodes, respectively, by the electric field, and current flows through the circuit. The intensity of the current is proportional to the intensity of the external radiation source. Some of the ion pairs generated in the gas inside the ionization chamber recombine before reaching the anode and cathode, and to correct this, the collection efficiency (charge of the ion pair reaching the electrode / charge of the total generated ion pair) is corrected. To calculate. In a radiation environment of similar intensity, the collection efficiency is a function of the external applied voltage, but when applying an ion ionizer to an environment such as a spent fuel storage environment, a calibration operation of the ion ionizer including measurement of the collection efficiency in a high-radiation environment is required. . That is, since the spent fuel shows a large difference in gamma ray intensity according to the combustion history and the cooling period, the existing partial defect measurement equipments have a problem that requires continuous calibration.

이에 반해, 본 발명의 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치는 방사선이 섬광체 내부에서 가시광선으로 변환된 뒤, 변환된 광자가 광전지에 의해 전류로 변환되고, 각각의 변환과정은 선형 관계를 가지며, 비례상수는 사용후핵연료의 감마선 세기와 관련없이 계산된다. 따라서 계측하고자 하는 선원의 세기와 관련없이 지속적인 교정이 가능하다는 장점이 있다.On the other hand, in the spent fuel assembly partial defect measurement device of the present invention, after the radiation is converted into visible light inside the scintillator, the converted photons are converted into currents by a photovoltaic cell, and each conversion process has a linear relationship, and is proportional The constant is calculated irrespective of the gamma ray intensity of the spent fuel. Therefore, there is an advantage that continuous calibration is possible regardless of the strength of the source to be measured.

또한 계측 과정에서 크레인 등을 이용하여 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)를 사용후핵연료 계측 위치에 이동시켜 계측을 수행하며, 이에 따라, 계측을 위해 사용후핵연료를 이동시킬 필요가 없으며, 따라서 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)를 이용하면, 부분결손 계측을 검사관 없이 진행할 수 있어, 자율적인 부분결손 계측이 가능한 장점이 있다.In addition, in the measurement process, a measurement is performed by moving the unit radiation-electrical signal conversion device 110 of the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 to a spent fuel measurement location by using a crane or the like, and accordingly, the measurement is performed. In order to avoid the need to move the spent fuel, therefore, if the spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 is used, the partial defect measurement can be performed without an inspector, thereby enabling autonomous partial defect measurement.

KRKR 10-158925810-1589258 B1B1

본 발명은 이와 같은 문제점을 해결하기 위해 창안된 것으로서, 사용후핵연료 집합체 표면의 결함 뿐 아니라, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 내 전체 부위의 결함까지도 감지할 수 있으며, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 한 개에 결손이 발생해도 이를 계측할 수 있게 하는데 그 목적이 있다. 또한 본 발명의 계측 장치는, 고정된 위치에 두는 것이 아니라 이동형 장치에 부착할 수 있어 사용후핵연료 집합체를 이동할 필요없이 계측장치의 이동에 의해 결함 감지를 수행할 수 있으며, 또한 실리콘 광증배관(SiPM) 대신 광전지(photovoltaic cell)를 위치시켜 더 간단한 시스템 구조를 가짐으로써 높은 외부 전압 공급원이 필요하지 않게 되며 전류 및 전압 계측기에 공급할 정도의 외부 전력만을 필요로 하여, 계측시의 전력소모를 줄이도록 하는데 다른 목적이 있다.The present invention was devised to solve this problem, and it is possible to detect not only defects on the surface of the spent fuel assembly, but also defects on the entire portion of the fuel rod constituting the spent fuel assembly, and constructing the spent fuel assembly. The purpose of this is to enable measurement of defects in one fuel rod. In addition, the measuring device of the present invention can be attached to a mobile device rather than being placed in a fixed position, so that it is possible to perform defect detection by moving the measuring device without having to move the spent fuel assembly, and also silicon photomultiplier tube (SiPM ) Instead of placing a photovoltaic cell and having a simpler system structure, there is no need for a high external voltage source, and only external power sufficient to supply the current and voltage meters is required, reducing power consumption during measurement. There are other purposes.

이와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명에 따른 사용후핵연료 집합체의 부분결손을 계측하는 장치는, 하나 또는 복수개의 방사선-전기신호 변환 장치; 상기 방사선-전기신호 변환 장치의 광전지에서 생성된 전기 신호를 계측하는 계측기; 및, 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측을 위한 위치로 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를 위치시키는 역할을 수행하는 위치제어부를 포함하고, 상기 방사선-전기신호 변환 장치는, 사용후핵연료 집합체에서 방출되는 방사선을 가시광선으로 전환시키는 섬광체(scintillator); 및, 상기 섬광체에서 방출되는 가시광선으로부터 전류 또는 전압(이하 '전기 신호'라 한다)을 생성하는 광전지(photovoltaic cell)를 포함하며, 상기 위치제어부는, 사용후핵연료 집합체의 부분결손을 계측시 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 각 연료봉 또는 연료핀(이하 총칭하여 '연료봉'이라 칭한다)의 사이에 일정 깊이만큼 삽입되도록 제어한다.In order to achieve the above object, an apparatus for measuring partial defects of a spent fuel assembly according to the present invention includes: one or a plurality of radiation-electric signal conversion devices; An instrument measuring an electrical signal generated in a photovoltaic cell of the radiation-electric signal conversion device; And a position control unit that serves to position each of the radiation-electrical signal converting devices to a position for measuring the partial defects of the spent fuel assembly, wherein the radiation-electrical signal converting device is emitted from the spent fuel assembly. A scintillator that converts radiation into visible light; And a photovoltaic cell generating a current or voltage (hereinafter referred to as an “electric signal”) from visible light emitted from the scintillator, wherein the position control unit measures the partial defect of the spent fuel assembly when measuring Each radiation-electric signal conversion device is controlled to be inserted by a predetermined depth between each fuel rod or fuel pin (hereinafter collectively referred to as a 'fuel rod') constituting the spent fuel assembly.

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상기 위치제어부는, 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치가 각 연료봉 사이에 연료봉과 평행하게 삽입되도록 제어할 수 있다.The position control unit may control the radiation-electric signal conversion device to be inserted in parallel with the fuel rod between each fuel rod.

상기 위치제어부는, 서로 다른 위치에 있는 사용후핵연료 집합체 간에, 각 방사선-전기신호 변환 장치의 이동을 제어하는 기능을 더 포함할 수 있다.The position control unit may further include a function of controlling movement of each radiation-electric signal conversion device between spent fuel assemblies at different positions.

본 발명에 의하면, 사용후핵연료 집합체 표면의 결함 뿐 아니라, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 내 전체 부위의 결함까지도 감지할 수 있으며, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 한 개에 결손이 발생해도 이를 계측할 수 있게 하는 효과가 있다. 또한 본 발명의 계측 장치는, 고정된 위치에 두는 것이 아니라 이동형 장치에 부착할 수 있어 사용후핵연료 집합체를 이동할 필요없이 계측장치의 이동에 의해 결함 감지를 수행할 수 있으며, 또한 실리콘 광증배관(SiPM) 대신 광전지(photovoltaic cell)를 위치시켜 더 간단한 시스템 구조를 가짐으로써 높은 외부 전압 공급원이 필요하지 않게 되며 전류 및 전압 계측기에 공급할 정도의 외부 전력만을 필요로 하여, 계측시의 전력소모를 줄이도록 하는 효과도 있다.According to the present invention, it is possible to detect not only defects on the surface of the spent fuel assembly, but also defects in the entire portion of the fuel rod constituting the spent fuel assembly, even if a defect occurs in one fuel rod constituting the spent fuel assembly. It has the effect of being able to measure. In addition, the measuring device of the present invention can be attached to a mobile device rather than being placed in a fixed position, so that it is possible to perform defect detection by moving the measuring device without having to move the spent fuel assembly, and also silicon photomultiplier tube (SiPM ) Instead of placing a photovoltaic cell and having a simpler system structure, there is no need for a high external voltage source, and only external power sufficient to supply the current and voltage meters is required, reducing power consumption during measurement. It also works.

도 1은 종래 감마선 계수에 사용되는 이온 전리함의 구조를 나타내는 모식도.
도 2는 본 발명에 따른 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치의 일 실시예를 나타내는 모식도.
도 3은 PWR 사용후핵연료 저장조에 본 발명의 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치를 적용한 상태를 나타내는 개념도.
도 4는 PWR 사용후핵연료 저장조에 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치가 적용된 상태를 위에서 바라본 평면도 및, 측면에 대한 단면도.
도 5는 CdWO4 섬광체와 CsI(Tl) 섬광체의 출력 파장 분포도.
도 6은 감마선 및 중성자 조사 이후 전류 생산값 변화를 나타내는 그래프 및, 감마선 및 중성자 조사 전후 전류 생성량 및 생성전류 표준편차 변화를 나타내는 표.
도 7은 표준 PWR 사용후핵연료 집합체 및, 부분결손을 포함하는 사용후핵연료 집합체의 다양한 케이스를 도시한 도면.
도 8은 대상 사용후핵연료 집합체의 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치에서 상대적 전류 생산량 계산 결과를 나타내는 그래프.1 is a schematic diagram showing the structure of an ion ionizer used in conventional gamma ray counting.
Figure 2 is a schematic diagram showing an embodiment of a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus according to the present invention.
3 is a conceptual diagram showing a state in which a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus of the present invention is applied to a PWR spent fuel storage tank.
4 is a plan view and a side view of a side view of a state in which a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device is applied to a PWR spent fuel storage tank;
5 is an output wavelength distribution diagram of a CdWO 4 scintillator and a CsI (Tl) scintillator.
6 is a graph showing changes in current production values after irradiation with gamma rays and neutrons, and tables showing changes in current generation amount and standard deviation of generated currents before and after irradiation with gamma rays and neutrons.
7 is a view showing various cases of a standard PWR spent fuel assembly and a spent fuel assembly including partial defects.
Figure 8 is a graph showing the results of calculating the relative current production in each unit radiation-electric signal conversion device of the target spent fuel assembly.

이하 첨부된 도면을 참조로 본 발명의 바람직한 실시예를 상세히 설명하기로 한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다. 따라서, 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. Prior to this, the terms or words used in the present specification and claims should not be construed as being limited to ordinary or lexical meanings, and the inventor appropriately explains the concept of terms to explain his or her invention in the best way. Based on the principle that it can be defined, it should be interpreted as meanings and concepts consistent with the technical spirit of the present invention. Therefore, the embodiments shown in the embodiments and the drawings described in this specification are only the most preferred embodiments of the present invention and do not represent all of the technical spirit of the present invention, and at the time of this application, various alternatives are possible. It should be understood that there may be equivalents and variations.

도 2는 본 발명에 따른 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치의 일 실시예를 나타내는 모식도이고, 도 3은 PWR(pressurized water reactor) 사용후핵연료 저장조에 본 발명의 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)를 적용한 상태를 나타내는 개념도이며, 도 4는 PWR 사용후핵연료 저장조에 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치가 적용된 상태를 위에서 바라본 평면도 및, 측면에 대한 단면도이다.2 is a schematic diagram showing an embodiment of a scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus according to the present invention, and FIG. 3 is a scintillator-based real-time spent fuel of the present invention in a pressurized water reactor (PWR) spent fuel storage tank. It is a conceptual view showing a state in which the aggregate partial defect measurement device 100 is applied, and FIG. 4 is a plan view and a side view of a side view of a state in which a scintillator-based real-time used fuel assembly partial defect measurement device is applied to a PWR spent fuel storage tank. .

부분결손이란 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉 혹은 연료핀 중 일부가 더미 물질(dummy material)로 전용된(diverted) 경우를 뜻한다. 사용후핵연료 연료집합체는 노형에 따라서 다른 형태를 가지지만, 연료봉 (fuel rod)(211,212) 혹은 연료핀(fuel pin)(211,212)을 한 다발로 묶어 둔 공통된 구조를 가진다. 이하, 연료봉 또는 연료핀 모두를 총칭하여 '연료봉'으로 칭하기로 한다)Partial deficiency refers to the case where some of the fuel rods or fuel pins constituting the spent fuel assembly are diverted to dummy material. The spent fuel fuel assembly has a different shape depending on the furnace type, but has a common structure in which a bundle of fuel rods 211, 212 or fuel pins 211, 212 is bundled. Hereinafter, both fuel rods and fuel pins will be collectively referred to as 'fuel rods'.)

도 2를 참조하면, 사용후핵연료 집합체 구조물(221,222)은, 사용후핵연료 집합체의 연료봉 상,하부에 설치되어 있고, 연료봉에서 방출되는 방사선을 계측하기 위한 계측관(230)이 상부 구조물(221)을 관통하여 연료봉 사이까지 연장되도록 설치되어 있다. 도 3을 참조하면, 사용후핵연료 집합체의 연료봉 사이에는 랙(rack)이 설치되어 있을 수 있다. 사용후핵연료 집합체의 연료봉은, 사용후, 정상상태로 남아있는 정상 사용후핵연료봉(211)과 일부가 더미 물질(dummy material)로 전용되어(diverted) 결손이 발생한 더미 사용후핵연료봉(212)로 구분된다.Referring to FIG. 2, the spent fuel assembly structures 221 and 222 are installed on the upper and lower fuel rods of the spent fuel assembly, and the measurement tube 230 for measuring radiation emitted from the fuel rod has an upper structure 221. It is installed so as to extend through to the fuel rods. Referring to FIG. 3, a rack may be installed between fuel rods of the spent fuel assembly. The fuel rod of the spent fuel assembly is a dummy spent fuel rod 212 in which a defect occurs due to the divergence of the normal spent fuel rod 211 and a portion of the spent fuel that remains in a normal state after use. It is divided into.

본 발명의 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는, 섬광체(scintillator)(111), 광전지(photovoltaic cell)(112), 반사체(113) 및 계측기(140)를 구비한다. 사용후핵연료에서 방출되는 방사선이 섬광체(111)와 광전지(112)를 통하여 전류 및 전압을 생성하고, 생성된 전류 및 전압의 양을 표준 사용후핵연료 집합체(reference spent nuclear fuel assembly)에서의 전류 및 전압과 비교 분석하여 부분결손의 유무를 계측한다. 표준 사용후핵연료 집합체는 동일한 노심 내에서 문제가 없는 것으로 판단된 연료집합체이다.The spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 of the present invention includes a scintillator 111, a photovoltaic cell 112, a reflector 113, and a meter 140. The radiation emitted from the spent fuel generates current and voltage through the scintillator 111 and the photovoltaic 112, and the amount of generated current and voltage is the current in the standard spent nuclear fuel assembly and Compare and analyze the voltage to measure the presence or absence of partial defects. The standard spent fuel assembly is a fuel assembly that is determined to have no problems within the same core.

본 발명의 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)에는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)가 다수개 구비되며, 각각의 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)는, 전술한 바와 같은 섬광체(111), 광전지(112) 및 반사체(113)와, 이들을 내포하고 있는 단위 방사선-전기신호 변환 장치 구조물(114)을 구비한다. 내부가 빈 공간인 가이드관(120)은 상부 구조물(221)을 관통하여 연료봉 사이까지 연장되도록 설치되어 있으며, 하부 구조물(222)까지 연장되어 있을 수 있다. 부분결손 계측시, 각각 하나의 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)가 하나의 가이드관(120)으로 삽입되어 연료봉 사이로 들어간다. 이와 같이 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)가 가이드관(120) 내부로 들어가 연료봉 사이에 위치한 모습이 도 4의 (b)에 측면의 단면도로써 도시되어 있다. 도 4(b)에는, 섬광체(111) 및, 섬광체 주위를 감싸는 형태의 광전지(112)가 단위 방사선-전기신호 변환 장치 구조물(114)에 내포되어 연료봉 중간 정도까지 가이드관(120)을 통하여 삽입되어 있는 상태가 나타나 있다. 도 4(a)는 그와 같이 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)가 가이드관(120)을 통하여 사용후핵연료 집합체의 연료봉 사이에 삽입되어 있는 상태를 위에서 바라본 평면도이다.The spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 of the present invention is provided with a plurality of unit radiation-electric signal conversion devices 110, and each unit radiation-electric signal conversion device 110 is a scintillator as described above. (111), a photovoltaic cell 112 and a reflector 113, and a unit radiation-electrical signal conversion device structure 114 containing them. The guide tube 120, which is an empty space, penetrates the upper structure 221 and extends between fuel rods, and may extend to the lower structure 222. When measuring partial defects, one unit radiation-electric signal conversion device 110 is inserted into one guide tube 120 and enters between fuel rods. As such, the unit radiation-electric signal conversion device 110 enters inside the guide tube 120 and is located between the fuel rods is illustrated as a cross-sectional side view in FIG. 4B. 4 (b), the scintillator 111 and the photovoltaic cell 112 surrounding the scintillator are embedded in the unit radiation-electric signal conversion device structure 114 and inserted through the guide tube 120 to the middle of the fuel rod. It shows the status. FIG. 4 (a) is a plan view of the unit radiation-electric signal converting device 110, as shown above, inserted between the fuel rods of the spent fuel assembly through the guide tube 120.

한편, 계측 과정에서 크레인 등을 이용하여 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)를 사용후핵연료 계측 위치에 이동시켜 계측을 수행하며, 이에 따라 계측을 위해 사용후핵연료를 이동시킬 필요가 없으며, 따라서 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)를 이용하면, 부분결손 계측을 검사관 없이 진행할 수 있어, 자율적인 부분결손 계측이 가능하다. 즉, 본 도면에는 도시되지 아니하였으나, 본 발명의 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는, 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측을 위한 위치로 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를 위치시키는 역할을 수행하는 위치제어부를 더 포함할 수 있다. 이 경우 위치제어부는, 사용후핵연료 집합체의 부분결손을 계측시 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 각 연료봉 또는 연료핀(이하 총칭하여 '연료봉'이라 칭한다)의 사이에 도 4에 도시된 바와 같이 일정 깊이만큼 삽입되도록 제어할 수 있다. 이때 섬광체(111)의 윗면부터 아랫면까지가 연료봉 사이에 잠기게 되는 것이 바람직하다.On the other hand, in the measurement process, the measurement is performed by moving the unit radiation-electrical signal conversion device 110 of the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 to a spent fuel measurement location by using a crane, etc. In order to do so, there is no need to move the spent fuel, and thus, if the spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 is used, partial defect measurement can be performed without an inspector, and autonomous partial defect measurement is possible. That is, although not shown in the figure, the spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 of the present invention serves to position each of the radiation-electric signal conversion devices as a location for measuring the spent fuel assembly partial defect. It may further include a position control unit to perform. In this case, the position control unit, when measuring the partial defects of the spent fuel assembly, between each of the radiation-electric signal conversion device, each fuel rod or fuel pin constituting the spent fuel assembly (hereinafter collectively referred to as 'fuel rod'). 4, it can be controlled to be inserted by a predetermined depth. At this time, it is preferable that the top surface to the bottom surface of the scintillator 111 is locked between the fuel rods.

또한 상기 위치제어부는 서로 다른 위치에 있는 사용후핵연료 집합체 간의 이동을 제어하는 기능을 더 포함할 수도 있다. 이로써 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 각 방사선-전기신호 변환 장치를 사용후핵연료 집합체 사이에서 이동시키면서 각 사용후핵연료 집합체에 대한 부분결손의 계측을 가능하게 한다.In addition, the position control unit may further include a function of controlling movement between spent fuel assemblies at different positions. Accordingly, it is possible to measure the partial defects of each spent fuel assembly while moving each of the radio-electric signal conversion devices of the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 between the spent fuel assemblies.

도 2에서 계측기(140)는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)로부터 수신된 전기신호를 계측하는 역할을 수행한다.In FIG. 2, the meter 140 serves to measure the electrical signal received from the unit radiation-electric signal conversion device 110.

이와 같은 본 발명의 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)에 의해 구현되는 부분결손 계측에 사용된 기술은 크게 2단계로 구분될 수 있다.The technology used for the measurement of partial defects implemented by the spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 of the present invention can be roughly divided into two stages.

첫 번째는 사용후핵연료 집합체를 구성하는 연료봉(211,212)에서 방출되는 방사선을 전기 신호로 변환하는 과정이며, 두 번째는 이와 같이 변환된 신호를, 표준 사용후핵연료 집합체에서 방출되는 방사선의 전기신호와 비교하여, 계측 대상인 사용후핵연료에 부분결손이 존재하는지 계측하는 과정이다.The first is a process of converting the radiation emitted from the fuel rods 211 and 212 constituting the spent fuel assembly into an electrical signal, and the second is converting the converted signal into an electrical signal of radiation emitted from the standard spent fuel assembly. In comparison, it is a process of measuring whether partial defects exist in the spent fuel to be measured.

사용후핵연료에서 방출되는 방사선을 섬광체(111) 및 광전지(112)를 이용하여 전기 에너지로 변환하는 일은 크게 두 가지 과정으로 나뉘어진다. 첫 번째는 방사선이 도 4(b)와 같이 사용후핵연료의 연료봉(211,212) 사이에 삽입된 섬광체(111)의 측면을 통과하여 섬광체(111) 내에 들어와서, 섬광체(111)에 의해 낮은 에너지의 가시광선으로 변환되는 과정이며, 두 번째는 이와 같이 변환된 광자가 광전지(112)에 의해 전기 에너지로 변환되는 과정이다. 감마선원에서 발생되는 감마선은 무기 섬광체(111)에 의해 낮은 에너지 대역의 가시광선 다발로 변환된다. 변환되는 가시광선의 파장 및 광자의 개수는 물질의 특성에 따라 다르게 나타난다. 변환된 가시광선은 등방성(isotropic)을 띄고 있기 때문에, 섬광체(111)의 상,하 표면에 반사체(113)를 붙여 외부로 광자가 유출되는 것을 막는다. 즉, 변환된 가시광선이 단위 전기 발생 시스템(110) 내의 섬광체(111) 상,하에 설치된 반사체(113)에 부딪히는 경우에는 위,아래로 빠져나가지 못하고 반사되며, 이렇게 반사된 가시광선이, 섬광체(111) 측면에 둘러싸인 형태의 광전지(112)에 부딪히는 경우에는, 광전지(112)에 의해 전류 또는 전압의 전기 신호로 변환되어 계측기(140)로 전달되는 것이다.Conversion of the radiation emitted from the spent fuel into electrical energy using a scintillator 111 and a photovoltaic cell 112 is largely divided into two processes. First, as the radiation passes through the side surface of the scintillator 111 inserted between the fuel rods 211 and 212 of spent fuel as shown in FIG. 4 (b), it enters into the scintillator 111, and the low energy of the scintillator 111 is generated. The process is converted to visible light, and the second is a process in which the photons converted in this way are converted into electrical energy by the photovoltaic 112. The gamma ray generated from the gamma ray source is converted into a bundle of visible light having a low energy band by the inorganic scintillator 111. The wavelength of the visible light and the number of photons converted are different depending on the properties of the material. Since the converted visible light is isotropic, the reflector 113 is attached to the upper and lower surfaces of the scintillator 111 to prevent the photons from flowing out. That is, when the converted visible light hits the reflector 113 installed above and below the scintillator 111 in the unit electricity generation system 110, it is reflected instead of falling up and down, and the reflected visible light is reflected by the scintillator ( 111) When colliding with the photovoltaic cell 112 in the form surrounded by the side surface, it is converted into an electric signal of current or voltage by the photovoltaic cell 112 and transmitted to the meter 140.

반사체(113)는 또한 광전지에서 생산되는 전류 및 전압이 외부 광원의 영향을 받는 것을 방지하는 역할도 수행한다.The reflector 113 also serves to prevent the current and voltage produced by the photovoltaic cell from being influenced by an external light source.

섬광체는 일 실시예로서 CdWO 섬광체를 사용할 수 있으며, 높은 내방사성을 가지고, 유의미한 광자방출량(예를 들어 15,000/MeV)을 가지는 것이 바람직하다.As a scintillator, a CdWO scintillator may be used as an example, and it is preferable to have high radiation resistance and to have a significant photon emission amount (for example, 15,000 / MeV).

광전지는 일 실시예로서 비결정질 실리콘 물질로 구성될 수 있으며, 섬광체 원통 옆면을 감싸는 구조이다.The photovoltaic cell may be formed of an amorphous silicon material as an embodiment, and has a structure surrounding a side surface of a scintillator cylinder.

반사체는 일 실시예로서 알루미늄(예를 들어 0.001cm (10um) 두께)이 될 수 있으며, T섬광체 원통 윗쪽 및 아랫쪽 표면에 부착된다.The reflector may be aluminum (for example, 0.001 cm (10 um) thick) as an embodiment, and is attached to the top and bottom surfaces of the T-flash cylinder.

사용후핵연료봉에서 방출되는 감마선은 사용후핵연료봉 및 집합체 구조 물질에 의하여 감쇄되기 때문에, 전술한 바와 같이, 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110) 내부로, 그 주위의 사용후핵연료봉으로부터의 감마선이 조사된다. 만약 사용후핵연료 집합체 혹은 번들에 부분결손이 존재한다면 부분결손의 위치 근처에 있는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)는 표준 사용후핵연료 집합체를 사용하였을 때 생산되는 전류보다 적은 양의 전류를 생산한다. 따라서 섬광체 기반 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는 연료집합체 내부에 있는 부분결손의 존재 유무 및 개략적인 위치를 매우 짧은 시간, 예를 들어 10초 이내에 계측할 수 있다.Since the gamma rays emitted from the spent nuclear fuel rods are attenuated by the spent fuel rods and the aggregate structural material, as described above, into each unit radiation-electrical signal conversion device 110, from the surrounding spent fuel rods Gamma ray of is irradiated. If there is a partial defect in the spent fuel assembly or bundle, the unit radiation-electric signal conversion device 110 near the location of the partial defect produces less current than the current produced when using the standard spent fuel assembly. do. Therefore, the scintillator-based spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 can measure the presence or absence of a partial defect in the fuel assembly and the approximate location within a very short time, for example, within 10 seconds.

즉, 대상 사용후핵연료 집합체를 계측하는 동안 각각의 단위 전기 발생 시스템(110)가 생산한 전류 및 전압의 값은 같은 위치에서 표준 사용후핵연료 집합체를 이용하여 생산된 전류 및 전압 값과 비교된다. 특정 위치에서의 생산된 전류 및 전압이 유의미하게 작을 경우, 대상 사용후핵연료 집합체는 부분결손을 포함한 사용후핵연료 집합체로 간주되어 이후 정밀 조사를 받게 된다.That is, while measuring the target spent fuel assembly, the values of the current and voltage produced by each unit electricity generating system 110 are compared with the current and voltage values produced using the standard spent fuel assembly at the same location. If the current and voltage produced at a particular location is significantly small, the target spent fuel assembly is considered a spent fuel assembly, including partial defects, and is subject to further investigation.

본 발명의 섬광체 기반 사용후핵연료 부분결손 계측 장치(Scintillator based partial defect detector, SPDD)는 감마선 분광법(gamma spectroscopy)을 이용하여 정량적인 분석을 수행하는 기존의 부분결손 시스템과 다르게 연료집합체 내부에 부분결손의 존재 유무를 계측하는 정성적인 부분결손 계측 방법을 사용한다. 따라서 사용후핵연료 집합체 하나를 계측하는데 적은 시간이 걸릴 뿐 아니라 계측 가능한 사용후핵연료 집합체의 수가 늘어나 부분결손을 계측할 확률을 높일 수 있다.The scintillator based partial defect detector (SPDD) of the scintillator-based spent fuel of the present invention is partially defective inside the fuel assembly, unlike the conventional partial defect system that performs quantitative analysis using gamma spectroscopy. A qualitative partial defect measurement method is used to measure the presence or absence of. Therefore, it is possible to increase the probability of measuring partial defects by increasing the number of measurable spent fuel assemblies as well as taking less time to measure one spent fuel assembly.

도 5는 CdWO4 섬광체와 CsI(Tl) 섬광체의 출력 파장 분포도이다.5 is an output wavelength distribution diagram of a CdWO 4 scintillator and a CsI (Tl) scintillator.

사용후핵연료를 직접적으로 사용하는 것이 어려우므로, 본 발명의 전기 생산을 검증하기 위해 전산모델을 이용할 수 있다. 섬광체 내부에서 생성된 광자의 수는 섬광체 물질 내부에 방사선이 하전 입자의 형태로 전달한 에너지의 양(energy deposited by charged particle inside scintillator)과 광자 출력의 곱으로 나타난다. 시스템의 구조 내부에서 발생하는 감마선-섬광체 상호작용은 MCNPX 코드를 이용하여 분석된다. 이를 이용하여 PWR 사용후핵연료 집합체 번들 하나 당 각 섬광체에서 변환되어 생성되는 가시광선 광자의 수를 알 수 있다.Since it is difficult to directly use spent nuclear fuel, a computational model can be used to verify the electricity production of the present invention. The number of photons generated inside the scintillator is expressed as the product of the amount of energy deposited by charged radiation inside the scintillator material (energy deposited by charged particle inside scintillator) and the photon output. Gamma-flash interactions occurring within the structure of the system are analyzed using the MCNPX code. Using this, the number of visible photons generated by conversion from each scintillator per bundle of PWR spent fuel assembly can be known.

생산된 가시광선은 섬광체 물질의 출력 파장분포를 따른다. 이는 물질의 고유 특성으로 섬광체의 종류에 따라 실험을 통하여 선행연구에서 측정되었다.The visible light produced follows the output wavelength distribution of the scintillator material. This is an intrinsic property of the material and was measured in previous studies through experiments according to the type of scintillator.

위의 분포를 가진 섬광체에서 변환된 광자는 광전지에 의해 전기 에너지로 변환된다. 이 발명에서는 내방사선이 강하고 합리적인 가격을 가진 a-Si 타입의 광전지를 사용한다. 광전지에서 생산되는 전류 및 전력은 다음 식을 이용하여 계산된다.Photons converted from scintillators with the above distribution are converted into electrical energy by photovoltaic cells. In this invention, a-Si type photovoltaic cells having strong radiation resistance and reasonable prices are used. The current and power produced by a photovoltaic cell are calculated using the following equation.

Figure 112017120277416-pat00001
Figure 112017120277416-pat00001

여기서,here,

Figure 112017120277416-pat00002
,
Figure 112017120277416-pat00002
,

Figure 112017120277416-pat00003
,
Figure 112017120277416-pat00003
,

Figure 112017120277416-pat00004
Figure 112017120277416-pat00004

Figure 112017120277416-pat00005
Figure 112017120277416-pat00005

이고, 여기서,And here,

Va : 가한 전압(Applied voltage),Va: Applied voltage,

q : 볼쯔만 상수(Boltzmann constant),q: Boltzmann constant,

T : 온도(Temperature),T: Temperature (Temperature),

ni : 고유 캐리어 농도(Intrinsic carrier concentration),n i : Intrinsic carrier concentration,

Dn,Dp : n, p 영역에 대한 확산 계수(Diffusion coefficient for n, p region),Dn, Dp: Diffusion coefficient for n, p region,

Na,Nd : n, p 영역에 대한 (Doping concentration for n, p region),Na, Nd: Doping concentration for n, p region,

Ln,Lp : n, p 영역에 대한 확산 길이(Diffusion length for n, p region),Ln, Lp: Diffusion length for n, p region,

W: 공간 전하 영역 길이(Space charge region length),W: Space charge region length,

a : 흡수 계수(Absorption coefficient),a: Absorption coefficient,

I : 광자 밀도(Photon intensity),I: Photon intensity,

R : 반사도(Reflectivity),R: Reflectivity,

d : 전지 깊이(Cell depth)d: Cell depth

이다.to be.

도 6은 감마선 및 중성자 조사 이후 전류 생산값 변화를 나타내는 그래프 및, 감마선 및 중성자 조사 전후 전류 생성량 및 생성전류 표준편차 변화를 나타내는 표이다. 도 6의 결과를 통하여 사용후핵연료 저장 환경에서 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 적용 타당성을 검증하였다.6 is a graph showing changes in current production values after irradiation with gamma rays and neutrons, and tables showing changes in current generation amount and standard deviation of generated currents before and after irradiation with gamma rays and neutrons. Through the results of FIG. 6, the validity of application of the partial defect measurement device 100 for the spent fuel assembly in the spent fuel storage environment was verified.

전산모델을 이용하여 시스템의 성능을 평가하였기 때문에, 전산모델을 검증하는 실험이 필요하다. 그러나 사용후핵연료를 직접적으로 사용하는 것이 어려우므로, 전산모델의 전기발생을 분석하기 위하여 감마선 동위원소를 이용한 전기생산 실험을 수행한 뒤 같은 구조를 가진 시스템을 전산모델로 모사하였다. 이때 실험에서 사용한 방사선원은 8.51GBq의 방사능을 가지는 Cs-137 감마선원을 사용하였다. 전산모델을 검증하기 위하여 3mm 두께의 CsI(Tl) 및 CdWO4의 두 가지 섬광체를 사용하여 실험을 수행하여. 실험 결과 표 1 과 같은 결과를 얻게 되었다. 따라서 전산모델이 생산하는 전류의 값은 신뢰성이 있다 말할 수 있다.Since the performance of the system was evaluated using a computational model, an experiment to verify the computational model is necessary. However, since it is difficult to directly use the spent fuel, to conduct electricity production experiments using gamma-ray isotopes to analyze the generation of electricity in a computerized model, a system with the same structure was simulated as a computerized model. At this time, the radiation source used in the experiment was a Cs-137 gamma ray source having an activity of 8.51 GBq. To verify the computational model, an experiment was performed using two scintillators of 3mm thick CsI (Tl) and CdWO4. As a result of the experiment, the results shown in Table 1 were obtained. Therefore, it can be said that the value of the current produced by the computer model is reliable.

오차 (%)error (%) CsI(Tl)CsI (Tl) 실험으로 계측한 전류 (nA)Current measured by experiment (nA) 113.0113.0 136.2136.2 모델이 계산한 전류 (nA)Current calculated by the model (nA) 111.9111.9 146.4146.4 오차 (%)error (%) -0.988-0.988 6.6596.659

본 발명의 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)가 적용될 환경이 사용후핵연료 저장 환경이기 때문에, 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100) 내부의 CdWO4섬광체가 사용후핵연료 저장 환경에서 어느 정도의 피해를 받는지 방사선원을 이용한 실험을 통하여 검증하였다. 이를 위하여 특정 조건의 사용후핵연료 집합체에 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)가 적용되었을 때, 섬광체에 조사되는 감마선량률 및 중성자 선속을 SCALE, OrigenArp, 및 MCNPX 코드를 이용하여 계산하였다. 대상 사용후핵연료 집합체는 47.34 GWDTU의 방출연소도, 4.0%의 농축도, 및 1년의 냉각기간을 가졌으며, 계산결과 섬광체에 입사되는 감마선량률은 146.06Gy/hr 이었으며 중성자선속은 4.302x107/cm2hr 이었다. 따라서 실험에 사용할 감마 및 중성자선원은 위의 조건을 만족하여야 한다.Since the environment to which the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 is applied is a spent fuel storage environment, the CdWO4 scintillator inside the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 is used. The degree of damage in the nuclear fuel storage environment was verified through experiments using radiation sources. To this end, when the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device 100 is applied to the spent fuel assembly under specific conditions, the gamma dose rate and neutron beam irradiated to the scintillator are calculated using SCALE, OrigenArp, and MCNPX codes. Did. The target spent fuel assembly had an emission combustion rate of 47.34 GWDTU, a concentration of 4.0%, and a cooling period of 1 year. As a result of calculation, the gamma dose rate incident on the scintillator was 146.06 Gy / hr, and the neutron flux was 4.302x10 7 / cm 2 hr. Therefore, the gamma and neutron sources to be used in the experiment must satisfy the above conditions.

감마선원 및 중성자선원을 이용하여 CdWO4 섬광체를 조사시킨 뒤, 조사 전후 전기발생 시스템에서 생산되는 전류값의 차이를 비교하여 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 섬광체가 방사선 환경에서 받는 피해를 검증하였다.After irradiating a CdWO4 scintillator using a gamma source and a neutron source, comparing the difference in the current value produced by the electricity generation system before and after irradiation to verify the damage of the scintillator of the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 in the radiation environment Did.

사용된 감마선원은 Cs-137으로 CdWO4섬광체에 조사된 선량률은 65.21Gy/hr이며, 조사 시간을 다르게 (2, 7, 24시간) 하여 세 개의 데이터포인트를 얻었다.The gamma ray source used was Cs-137, and the dose rate irradiated to the CdWO4 scintillator was 65.21 Gy / hr. Three data points were obtained by varying the irradiation time (2, 7, 24 hours).

사용된 중성자선원은 양성자가속기와 베릴륨-9의 충돌로 인하여 발생한 것임. 선원으로부터의 거리를 다르게 하여 세 개의 데이터포인트를 얻었으며, 최소 중성자 선속지점에서 CdWO4에 조사된 중성자의 총 수는 1012개 이상이었다. 그림 5 (a),(b)의 그래프 및 도 6 (c)의 표에 조사 전후 전기발생 시스템에서 발생된 전류의 세기변화가 나타나 있다. 감마선 및 중성자 조사 이후 생산전류의 표준편차 값이 증가했는데, 이는 섬광체가 방사선에 조사되면서 생성되는 잔광으로 인한 것이다. 그러나 증가된 표준편차 값이 신호의 세기에 비하면 매우 작다. 따라서 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100) 내부의 섬광체는 방사선으로 인하여 피해를 어느정도 받지만 유의미하지 않다고 볼 수 있다.The neutron source used was due to the collision of proton accelerator and beryllium-9. Three data points were obtained by varying the distance from the crew, and the total number of neutrons irradiated to CdWO4 at the minimum neutron flux point was 10 12 or more. The graphs of Fig. 5 (a), (b) and the table of Fig. 6 (c) show the intensity change of the current generated in the electricity generation system before and after irradiation. After irradiation with gamma rays and neutrons, the standard deviation value of the production current increased, due to the afterglow generated by scintillator irradiation with radiation. However, the increased standard deviation value is very small compared to the signal strength. Therefore, it can be seen that the scintillator inside the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 is damaged to some extent due to radiation, but is not significant.

도 7은 표준 PWR 사용후핵연료 집합체 및, 부분결손을 포함하는 사용후핵연료 집합체의 다양한 케이스를 도시한 도면이고, 도 8은 대상 사용후핵연료 집합체의 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 상대적 전류 생산량 계산 결과를 나타내는 그래프이다.7 is a view showing various cases of a standard PWR spent fuel assembly and a spent fuel assembly including partial defects, and FIG. 8 is a radiation-electrical signal conversion device 110 for each unit of the target spent fuel assembly It is a graph showing the result of calculating the relative current production.

부분결손 계측 시스템이 어느 정도의 부분결손을 계측할 수 있는지의 여부는 표준 사용후핵연료 집합체 혹은 번들과 여러 경우의 부분결손을 포함한 사용후핵연료 집합체 및 번들들을 모사한 뒤 위에서 설명한 전산모델을 통하여 평가하였다. 도 7은 표준 및 아홉 종류의 다른 부분결손이 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 나타내며, 성능 평가에 사용된 PWR 사용후핵연료는 4.5%의 농축도, 47.34MWd/kgU의 연소도를 가지며 10년간 냉각된 것으로 선정하였다.Whether or not the partial defect measurement system can measure partial defects is evaluated through the computational model described above after simulating standard spent fuel assemblies or bundles and in many cases spent fuel assemblies and bundles, including partial defects. Did. FIG. 7 shows the PWR spent fuel assembly with standard and nine different partial defects, and the PWR spent fuel used for performance evaluation has a concentration of 4.5% and a combustion degree of 47.34MWd / kgU and has been cooled for 10 years. Was selected.

도 7에서 알 수 있듯이, 각각의 단위 전기발생시스템은 A 부터 D까지 구분되어 있다. 부분결손 집합체 중 1~7번 집합체는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110) B 주위에, 8번 집합체는 집합체 중앙부에 대칭적으로, 9번 집합체는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110) B와 D 주위에 전용된 더미 사용후핵연료봉이 위치하여 있다. 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110) A~D에서 발생하는 전류의 세기는 사용후핵연료의 연소도 및 냉각 기간에 따라 변하기 때문에, 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 생산된 전류를 집합체 내부 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 생산된 전류의 최댓값으로 나눈 값인 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)의 상대적 전류 생산량을 계산하였다. 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)들의 상대적 전류 생산량을 비교하여 사용후핵연료 집합체 내부의 부분결손 유무를 판별하였다.As can be seen in Figure 7, each unit electricity generation system is divided from A to D. Of the partially defective aggregates, the aggregates 1 to 7 are around the unit radiation-electrical signal conversion device 110 B, the aggregate 8 is symmetrically in the center of the aggregate, and the aggregate 9 is the unit radiation-electrical signal conversion device 110 B A dedicated dummy spent fuel rod is located around and D. Since the intensity of the current generated by the unit radiation-electric signal conversion device 110 A to D varies depending on the combustion degree and cooling period of the spent fuel, the current produced by each unit radiation-electric signal conversion device 110 is changed. The relative current production of each unit radiation-electrical signal conversion device 110, which is the value divided by the maximum value of the current produced by the unit radiation-electrical signal conversion device 110 inside the aggregate, was calculated. The spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 compares the relative current production of the unit radiation-electrical signal converters 110 to determine whether there is a partial defect inside the spent fuel assembly.

본 발명의 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)의 각 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 생산되는 전류는 시뮬레이션으로 인한 오차와 사용후핵연료의 방사선조사로 인한 오차를 포함하고 있다. 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는 사용후핵연료 집합체 내부의 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110) 사이의 상대적 생산 전류값의 차이가 위 두 가지 오차 표준편차의 2배 이상인 경우, 대상 사용후핵연료 집합체를 의심스러운 집합체 (suspicious assembly)로 정의하였다.The current produced by the radiation-electric signal conversion device 110 of each unit of the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 of the present invention includes an error due to simulation and an error due to irradiation of spent fuel. Doing. The scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device 100 has a difference in relative production current value between unit radiation-electrical signal conversion devices 110 inside the spent fuel assembly that is at least twice the standard deviation of the above two errors. In this case, the target spent fuel assembly was defined as a suspicious assembly.

위의 시스템 검증에서 언급된 대로 방사선 조사로 인하여 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100) 내 섬광체에 잔광이 생성되며 이로 인한 생산전류의 오차 표준편차는 최대 7.547nA으로 이를 상대적 전류 생산량으로 변환하면 0.0194이며, 또한 MCNPX 시뮬레이션 수행결과, 모든 Tally의 상대적 오차 (relative error = 표준편차/평균)의 최댓값은 0.081이었다. 사용후핵연료 집합체 내부 단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 생산되는 상대적 전류 생산값의 최댓값은 항상 1이다. 따라서, 집합체 내부 단위 전기발생시스템의 상대적 전류 생산값이 0.9612 이하일 경우 그 집합체는 의심스러운 집합체로 규정된다. 도 8의 결과는 SCALE, OrigenArp, MCNPX 코드를 이용하여 도 7의 대상 사용후핵연료 집합체에 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)를 적용할 경우 각단위 방사선-전기신호 변환 장치(110)에서 발생하는 상대적 전류 생산량을 나타낸 것이다.As mentioned in the system verification above, after irradiation, afterglow is generated in the scintillator in the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device 100, resulting in a standard deviation of the error of the production current of up to 7.547 nA. Converted to 0.0194, and as a result of performing MCNPX simulation, the maximum value of the relative error (relative error = standard deviation / average) of all tally was 0.081. The maximum value of the relative current production value produced by the unit-radiation-electrical signal conversion device 110 inside the spent fuel assembly is always 1. Therefore, if the relative current production value of the unit electricity generating system inside the aggregate is 0.9612 or less, the aggregate is defined as a suspicious aggregate. The result of FIG. 8 is that when applying the spent fuel assembly partial defect measurement device 100 to the target spent fuel assembly of FIG. 7 using SCALE, OrigenArp, and MCNPX codes, the radiation-electric signal conversion unit 110 of each unit It represents the relative amount of current produced.

도 8의 결과를 통하여 1~7번 집합체 및 9번 집합체를 정상 사용후핵연료 집합체로부터 구분할 수 있었다. 이를 통하여 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치(100)는 non-symmetric한 사용후핵연료봉 전용을 계측할 수 있다는 것을 알 수 있다.Through the results of FIG. 8, aggregates 1 to 7 and aggregate 9 could be distinguished from the normal spent fuel assembly. Through this, it can be seen that the scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement apparatus 100 can measure non-symmetric used fuel rod only.

100: 섬광체 기반 실시간 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치
110: 단위 방사선-전기신호 변환 장치
111: 섬광체(scintillator)
112: 광전지(photovoltaic cell)
113: 반사판
114: 단위 방사선-전기신호 변환 장치 구조물
120: 가이드관
140: 계측기
200: 사용후핵연료 저장조
211: 정상 사용후핵연료봉
212: 더미(dummy) 사용후핵연료봉
221: 사용후핵연료집합체 상부 구조물
222: 사용후핵연료집합체 하부 구조물
230: 계측관100: scintillator-based real-time spent fuel assembly partial defect measurement device
110: unit radiation-electric signal conversion device
111: scintillator
112: photovoltaic cell
113: reflector
114: unit radiation-electric signal conversion device structure
120: guide tube
140: measuring instrument
200: spent fuel storage tank
211: Normally used nuclear fuel rod
212: Dummy spent fuel rod
221: Superstructure of spent fuel assembly
222: Substructure of spent fuel assembly
230: Instrumentation

Claims (8)

삭제delete 삭제delete 삭제delete 삭제delete 사용후핵연료 집합체의 부분결손을 계측하는 장치로서,
하나 또는 복수개의 방사선-전기신호 변환 장치;
상기 방사선-전기신호 변환 장치의 광전지에서 생성된 전기 신호를 계측하는 계측기; 및,
사용후핵연료 집합체 부분결손 계측을 위한 위치로 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를 위치시키는 역할을 수행하는 위치제어부
를 포함하고,
상기 방사선-전기신호 변환 장치는,
사용후핵연료 집합체에서 방출되는 방사선을 가시광선으로 전환시키는 섬광체(scintillator); 및,
상기 섬광체에서 방출되는 가시광선으로부터 전류 또는 전압(이하 '전기 신호'라 한다)을 생성하는 광전지(photovoltaic cell)
를 포함하며,
상기 위치제어부는,
사용후핵연료 집합체의 부분결손을 계측시 상기 각 방사선-전기신호 변환 장치를, 사용후핵연료 집합체를 구성하는 각 연료봉 또는 연료핀(이하 총칭하여 '연료봉'이라 칭한다)의 사이에 일정 깊이만큼 삽입되도록 제어하는,
사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치.
As a device to measure the partial defects of the spent fuel assembly,
One or a plurality of radiation-electric signal conversion devices;
An instrument measuring an electrical signal generated in a photovoltaic cell of the radiation-electric signal conversion device; And,
A position control unit that serves to position each of the radiation-electric signal conversion devices as a position for measuring the partial defects of the spent fuel assembly.
Including,
The radiation-electric signal conversion device,
A scintillator that converts radiation emitted from the spent fuel assembly into visible light; And,
A photovoltaic cell that generates a current or voltage (hereinafter referred to as an “electric signal”) from visible light emitted from the scintillator.
It includes,
The position control unit,
When measuring partial defects of the spent fuel assembly, the radiation-electric signal conversion device is inserted between the fuel rods or fuel pins (hereinafter collectively referred to as `` fuel rods '') constituting the spent fuel assembly by a certain depth. Controlled,
Partial defect measurement device for spent fuel assembly.
삭제delete 청구항 5에 있어서,
상기 위치제어부는,
상기 각 방사선-전기신호 변환 장치가 각 연료봉 사이에 연료봉과 평행하게 삽입되도록 제어하는 것
을 특징으로 하는 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치.The method according to claim 5,
The position control unit,
Controlling each radiation-electric signal conversion device to be inserted in parallel with the fuel rod between each fuel rod
A measurement device for partially defective spent fuel assembly, characterized in that. 청구항 5에 있어서,
상기 위치제어부는,
서로 다른 위치에 있는 사용후핵연료 집합체 간에, 각 방사선-전기신호 변환 장치의 이동을 제어하는 기능
을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료 집합체 부분결손 계측 장치.
The method according to claim 5,
The position control unit,
Ability to control the movement of each radiation-electric signal conversion device between spent fuel assemblies at different locations.
A spent fuel assembly partial defect measurement device further comprising a.
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