KR20050100692A - 페블 베드 고온 원자로의 핵연료의 상대 연소 정도를측정하는 방법 및 장치 - Google Patents

페블 베드 고온 원자로의 핵연료의 상대 연소 정도를측정하는 방법 및 장치 Download PDF

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Abstract

종래에 페블 베드 고온 원자로로부터 나오는 핵연료의 연소를, 특히 높은 순환 속도에서 측정하던 방법은 통상적으로 10 %까지의 오차를 나타낸다. 본 발명에 따른 연소 측정 방법은 한편으로 매우 신속하면서도 오차가 1 내지 2 %에 지나지 않을 정도로 매우 정확하다. 본 발명에 따른 방법은 a) 핵연료를 원자로로부터 빼내어 측정 위치로 이송하는 단계; b) 핵연료를 열 중성자 선속에 노출시키는 단계; c) 핵연료로부터 방출되는 γ 방사선을 제1 검출기로 검출하는 단계; d) 미리 정해진 제1 한계치를 초과하면 핵연료를 바로 원자로로 돌려보내고, 그 한계치를 밑돌면 핵연료에 대해 e 내지 f 단계를 속행하는 단계; e) 핵연료로부터 방출되는 1 MeV를 넘는 고 에너지 γ 방사선을 제2 검출기로 검출하는 단계; f) 미리 정해진 제2 한계치를 초과하면 핵연료를 원자로로 돌려보내고, 그 한계치를 밑돌면 핵연료를 핵연료 순환 회로로부터 축출하는 단계를 포함한다.

Description

페블 베드 고온 원자로의 핵연료의 상대 연소 정도를 측정하는 방법 및 장치{METHOD FOR MEASURING THE RELATIVE EXTENT OF BURNOUT OF COMBUSTION ELEMENTS IN A PEBBLE-BED HIGH-TEMPERATURE REACTOR(HTR) AND A CORRESPONDING DEVICE}
본 발명은 핵연료의 측정 방법, 특히 페블 베드(pebble-bed) 고온 원자로(high temperature reactor)(HTR)에서의 핵연료의 연소를 확인할 수 있는 측정 방법에 관한 것이다.
다중 사이클을 갖는 연료 장전된 페블 베드 HTR(AVR 또는 THTR과 같은 고온 원자로)의 가동시에는 새로운 핵연료의 공급을 위한 공간을 제공하기 위해 일정 비율의 핵연료(fuel elements)를 순환 회로로부터 제거해야 한다. 그 경우, 우수한 핵연료 경제성의 이익을 위해 가능한 한 가장 큰 정도로 연소된 핵연료를 제거해야 하는 것이 당연하다. 그를 위해, 순환되는 모든 개별 핵연료가 측정을 받는다. 그 경우, 연소에 대한 척도가 되는 물리량이 측정된다. 그럼에 있어서는 우수한 측정 정확도의 이익을 위해 무조건 연소에 대한 물리적인 양의 비례성을 중시하는 것이 아니라, 높은 측정 효과 및 측정량의 우수한 재현성을 중시하게 된다. 그러한 양에 의거하여, 핵연료가 원자로 노심으로, 경우에 따라서는 노심 구역으로라도 다시 급송될 것인지 아니면 제거될 것인지가 결정된다. 원자로 노심 내에서는 핵연료 내의 핵분열 물질로부터 핵분열 생성물이 생기는 핵분열 과정이 일어난다. 순환 동안 개별 핵연료가 원자로 노심으로부터 페블 배출관에 도달되면, 더 이상의 핵분열 과정은 일어나지 않게 된다. 그러나, 핵연료 내에 존재하는 핵분열 생성물은 방사능이 있어 그 자체가 γ 방사선을 방출한다. 각종의 핵연료에 있어, 그러한 핵연료로부터 방출되어 그 밖의 동일한 조건 하에서, 예컨대 원자로 노심으로부터의 핵연료의 배출 후 일정 시간이 지난 뒤에 측정된 총 γ 방사선은 그 핵연료의 연소와 상관성을 갖는다.
지금까지, 페블형 핵연료의 연소 정도를 산정하기 위한 다양한 측정 방법이 적용되어 왔다. AVR(공동 연구팀의 시험용 원자로)의 경우, 약 500/일 정도의 상대적으로 낮은 핵연료의 순환 속도로 인해, 핵연료 중에 존재하는 Cs137의 γ 스펙트럼 측정은 액체 질소로 냉각된 반도체 검출기에 의해서만 가능하다. 그러한 측정은 비용이 단지 적게만 들고, 20 내지 40 s의 수용 가능한 측정 시간에서 연소가 높은 핵연료에 대해 ±2 %의 범위의 측정 정확도를 제공한다.
Siemens의 HTR 모듈 또는 남아프리카 공화국의 PBMR과 같은 현대적인 모듈식 페블 베드 발전 원자로에서는 순환 속도가 AVR에 비해 매우 높고(일당 약 4000 핵연료), 페블 배출관에서의 핵연료의 방사능 감쇠 시간이 상대적으로 짧으므로(약 2일), 측정 시간이 덜 제공된다는 것에만 입각하더라도 AVR의 측정 방법을 그러한 원자로에 직접 전용할 수는 없다. 더 짧아지는 측정 시간은 불가피하게 더 큰 측정 오차를 유발한다. 그러나, 핵연료의 짧은 방사능 감쇠 시간으로 인해 Cs137 계열의 평가가 현저히 부정확해진다는 상황이 훨씬 더 심각하다. 수명이 짧은 핵분열 생성물의 높은 활성도가 Cs137의 γ 측정에 매우 장애로 작용하는데, 그것은 전형적인 662 keV 계열의 Cs137의 평가가 이웃 계열에 의해 현저한 방해를 받기 때문이다. 그러한 이웃 계열은 한편으로 강한 658 keV 계열의 Nb97(유효 반감기 16.8 h), 약한 661 keV 계열의 Ba140(유효 반감기 12.8 d), 및 강한 668 keV 계열의 I132(유효 반감기 76.3 h)이다. 따라서, 측정된 Cs137 신호의 적절한 보정에 통상적으로 매우 복잡한 측정 기술을 필요로 했었다. 결국, 짧은 페블 배출관 및 그에 따른 짧은 체류 시간과 연계된 빠른 순환이 Cs 측정의 재현성에 격심한 저해를 일으키게 된다. 그에 대해, 실제의 원자로에서의 구체적인 경험은 아직 존재하지 않는다. 전문가들도 얻어질 수 있는 정확도를 매우 다르게 판단하고 있다. 하지만, 일반적인 견해에 따르면, 연소가 높은 핵연료의 경우에 ±10 %의 평균 오차를 밑돌 수 없는 것으로 추정된다.
그래서, 당해 전문가 그룹으로부터 현대적인 모듈식 페블 베드 발전 원자로에 대해 대안적으로 간단하게 핵연료의 총 γ 활성도를 측정하는 것이 제안된 바 있다. 방사되는 핵연료의 γ 활성도는 원자로 노심에서 뿐만 아니라, 노심으로부터 배출된 후에도 수명이 짧은 핵분열 생성물의 그리 길지 않은 방사능 감쇠 시간 동안 현저하게 나타난다. 수명이 긴 핵분열 생성물이 방사선에 기여하는 바는 실제로 무시될만하다. 연소가 낮은 핵연료는 원자로 내에서, 그에 따라 그것이 노심으로부터 배출된 직후에도 연소가 높은 핵연료보다 더 높은 출력을 생성하고, 그에 따라 더 높은(수명이 짧은) γ 활성도도 갖게 된다. 측정 효과, 즉 연소가 낮은 핵연료와 연소가 높은 핵연료 사이의 γ 방사선에 있어서의 차이가 매우 크다(그 핵연료의 방사능 감쇠 시간이 평균 1달 정도로 비교적 긴 AVR의 경우, 연소가 낮은 핵연료가 연소가 높은 핵연료보다 여전히 약 3 내지 4배 더 높은 γ 활성도를 보였음). 그러한 방법은 매우 정확하기는 않지만, 아주 간단하게 행해질 수 있고, 매우 신속하다(측정 시간 약 1 s).
총 γ 활성도의 측정과 Cs137 방사선의 측정을 조합한 방법이 현재의 선행 기술로서 간주될 수 있다. 그 경우, 모든 핵연료가 간단한 γ 측정을 받게 된다(예컨대, 1 s). 미리 정해진 한계치 미만의 γ 활성도를 갖는 연소가 높은 것으로 식별된 핵연료에서만 예컨대 병렬로 진행되는 Cs137 측정을 지켜본다(약 10 s). Cs137 측정의 평가 후에야 비로소 핵연료의 행선지(재급송 또는 제거)가 결정된다.
그러나, Cs 측정에 보다 더 긴 측정 시간을 허용하는 그러한 조합 방법에서도 연소가 높은 핵연료의 경우에는 보다 더 높은 평균 오차를 감안해야 한다. 그에 대해, 당해 기술 분야의 전문가의 평가는 ±4 % 내지 ±20 %의 정확도가 얻어질 수 있는 것으로 제시하고 있다.
도 1 은 본 발명에 따른 방법을 실행하는 장치의 일실시예의 단면도이다.
(도면 부호의 설명)
1. 원자로, 1차 차폐물(shield)의 외부
2. 열중성자 선속을 갖는 열 칼럼(흑연)
3. 페블 라인
4. 물탱크
5. 1차 차폐물
6. 측정 위치에 있는 핵연료
7. 검출기 교체용 플러그
8. 높은 시간 해상도를 갖는 에너지 선택적 제2 γ 검출기
9. 임펄스 처리용 접속 케이블
10. 예컨대, 납으로 이뤄진 검출기 차폐물 및 에너지 필터
11. 제1 γ 검출기
12. 핵연료가 측정 위치에 고정된 순환 설비의 부품(개략적으로 도시됨).
본 발명의 목적은 페블 베드 원자로의 순환 가동 동안 핵연료의 짧은 방사능 감쇠 시간 중에 짧은 측정 시간으로 핵연료의 연소에 대한 척도를 산정할 수 있는, 페블형 핵연료에 대한 측정 방법을 제공하는 것이다.
또한, 본 발명의 다른 목적은 그러한 측정 방법을 행하는데 적합한 장치를 제공하는 것이다.
본 발명의 그러한 목적은 독립 청구항에 따른 페블 핵연료의 연소 정도 결정 방법 및 등위 청구항에 따른 그 방법을 행하는 장치에 의해 달성되게 된다. 그러한 방법 및 장치의 바람직한 실시 양태를 각각의 종속 청구항들에서 찾아볼 수 있다.
본 발명은 페블 핵연료의 연소의 절대치(예컨대, % FIMA = 초기 금속 원자당 핵분열 %)를 결정하는 측정 방법이다. 또한, 본 발명은 연소가 낮은 핵연료의 연소를 산출하기 위해 예정된 것이 아니다. 그러한 핵연료는 현저히 높은 그 γ 활성도에 의거하여 간단한 γ 측정에 의해 식별될 수 있다.
본 발명에 따른 신규의 방법은 특히 간단한 γ 측정에 의해 이미 연소가 높은 것으로 분류된 핵연료에 대해 특별히 제거 가능성의 측면에서 좀더 자세히 규정짓기 위해 사용되는 것으로 되어 있다.
본 발명의 주제는 전술된 조합 방법으로서의 방법과 유사한 것으로 여겨지는, 페블 핵연료의 연소에 대한 척도를 측정하는 방법이다. 원자로 노심으로부터 빼낸 핵연료를 단시간 동안 간단한 γ 측정으로 측정한다. 이어서, 미리 정해진 γ 활성도의 제1 한계치에 의해, 측정된 핵연료를 연소가 낮은 핵연료와 연소가 높은 핵연료로 구분한다. 연소가 높은 것으로 식별된 핵연료를 후속 측정으로 측정한다. 그러한 제2 측정은 핵연료에서 열 중성자에 의한 여기 시에 핵연료가 덜 연소될수록 더욱더 많은 핵분열이 일어난다는 인식을 그 기반으로 하고 있다. 핵분열 과정 동안 자연 발생적인 경질 γ 방사선이 방출된다. 따라서, 특히 2 MeV 이상의 에너지 대역에서의 γ 방사선의 세기도 역시 핵연료의 연소에 대한 척도로서 간주될 수 있다.
그 경우, 그러한 측정 방법은 다음과 같이 진행된다. 핵연료 페블을 예컨대 순환의 범위 내에서 원자로 노심으로부터 빼내어 측정 위치로 이송한다. 거기서, 핵연료를 열 중성자 선속(thermal neutron flux)에 노출시켜 그에 의해 핵연료 내에서 핵분열을 일으킨다. 그러한 핵분열 동안 이미 존재하는 핵분열 생성물의 γ 활성도 이외에도 추가로 소위 자연 발생적 방사선인 경질 γ 방사선의 방출이 일어난다. 그것은 평균적으로 핵분열 생성물의 γ 방사선보다도 더 에너지가 풍부하다.
제1 측정 단계로, 제1 검출기에 의해 핵연료의 총 γ 활성도를 측정한다. 전형적으로, 그러한 측정을 매우 신속하지만(약 1 s), 아주 정확하지는 않게 행한다. 그러한 측정은 단지 검사되는 핵연료의 연소를 1차적으로 평가하는 역할만을 한다. 주어진 원자로에 대해, 통계적 빈도 분포에 따라 정해지는 총 γ 활성도를 갖는 핵연료의 빈도가 주어진다. 특히, 그것은 핵연료를 원자로 노심으로부터 배출된 후에 어떤 시점에서 측정하는지의 여부에 따라 달라진다. 연소가 높은 핵연료는 고작 얼마 안 되는 핵분열 생성물만을 가지므로, 그러한 생성물로부터 방출되는 γ 방사선의 활성도가 낮다. 그를 초과할 경우에 여하튼 측정된 핵연료를 다시 원자로 노심으로 돌려보내는 γ 방사선에 대한 상한치를 정하면, 총괄적으로 추가의 측정까지 지켜보아야 할 핵연료의 미리 선택할 수 있다. 그러한 한계치는 빈도 분포에 상응하게 정해질 수 있다. 예컨대, 그러한 한계치는 측정된 모든 핵연료의 최대 20 %가 그 측정된 활성도에 있어 한계치 미만에 있도록 정해진다. 이어서, 그러한 20 %에서만 바람직하게는 병렬로 진행되는 제2 측정을 지켜본다.
본 발명에 따른 방법의 제2 측정 단계는 적절한 제2 검출기에 의해 핵연료의 경질 γ 방사선만을 산출하는 것이다. 그 경우, 본 발명에 따른 방법은 기존의 원자로를 중성자 소스(neutron source)로서 활용하여 핵연료에서 핵분열을 일으키는 것이 바람직하다. 그러한 제2 측정에 적합한 검출기는 특히 에너지가 풍부한 방사선, 바람직하게는 2 MeV를 넘는 방사선을 검출할 수 있어야 한다. 그러한 에너지 선택적 측정에는 예컨대 NaI 섬광 계수기(scintillation counter)의 에너지 해상도로도 충분하다. 제2 검출기는 적어도 107/s를 넘는, 특히 108/s를 넘는 γ 총 임펄스 속도까지도 처리할 수 있어야 한다.
핵연료 내에서의 핵분열 생성물의 짧은 방사능 감쇠 시간으로 인해, 통상적으로 이미 존재하는 핵분열 생성물의 γ 활성도가 핵분열의 γ 활성도를 현저히 압도한다. 경질 γ 방사선의 유효 신호가 그리 에너지가 풍부하지 않은 핵분열 생성물의 γ 활성도의 높은 활성도로 인해 지나치게 간섭을 받지 않도록 하기 위해, 다수의 방안이 단독으로 또는 사로 조합되어 구현될 수 있다.
1. 매우 높은 임펄스 속도를 처리할 수 있는, 즉 매우 우수한 시간 해상도를 가져서 짧은 측정 시간에서도 단지 낮은 오차만을 갖는 검출기를 제2 측정 단계에 사용하는 것이 바람직하다.
2. 또한, 검출기와 핵연료 사이에 강력한 고역 필터로서 작용하는 차폐물을 마련하여 제2 검출기 상에 낙하하는 저 에너지 γ 방사선을 약화시킴으로써, 경질 방사선을 위해 에너지가 그리 풍부하지 않은 γ 방사선에 대한 에너지가 풍부한 γ 방사선의 비율을 개선할 수 있다. 그러한 차폐물은 예컨대 납 필터에 의해 구현될 수 있다.
3. 제2 측정을 매우 정확하게 행하기 위해, 제2 검출기는 그 최적의 작동 범위가 다름 아닌 당해 핵연료(연소가 높은)가 방출하는 방사선 값에 놓이도록 세팅되어야 한다. 그러나, 그것은 불리하게도 연소가 낮은 핵연료에 대한 방사선 값이 제2 검출기의 최적의 작동 범위보다 현저히 더 높다는 것을 의미한다. 그러나, 혹시 있을 수 있는 제2 검출기의 손상을 방지하기 위해, 다수의 조치를 강구할 수 있다. 특히, 연소가 낮은 핵연료의 측정 시에 제2 검출기에 과부하가 걸리지 않도록 추가의 적절한 차폐물을 마련할 수 있다. 아니면, 연소가 낮은 핵연료의 측정 시에 제2 검출기를 작동시키지 않는데, 그것은 연달아 행해지는 제1 및 제2 측정 시에 간단하게 구현될 수 있는 것이다.
4. 연료요소 내에서 유도되는 핵분열의 수는 중성자 선속(측정 선속)의 증가에 따라 증가한다. 따라서, 핵연료의 측정 위치에서 가능한 한 높은 열 중성자 선속을 얻기 위해서는, 특히 본래의 원자로 노심이 중성자 소스로서 적합하다. 그러나, 원칙적으로는 다른 중성자 소스도 적합하다.
5. 측정 위치를 물로 에워싸는 것이 바람직하다. 그럼으로써, 아임계(subcritical) 측정 셋업의 반응성이 높아져서 핵분열 시에 방출되는 중성자가 최대한으로 추가의 핵분열에 대폭적으로 사용되게 된다. 측정하려는 핵연료 자체는 그 핵분열 물질에 있어 측정 셋업의 반응성에 영향을 받는다. 측정 효과의 증폭이 일어나게 된다.
6. 제2 측정에 대한 정확도를 높이기 위해, 대안적으로 다수의 제2 검출기를 마련하여 병렬로 산출되는 그 계수 결과를 합산할 수도 있다.
7. 또한, 다수의 측정 위치에서 다수의 핵연료를 동시에 측정하는 조치를 취할 수 있다. 즉, 순환의 사이클 수를 변경함이 없이 더 많은 측정 시간을 각각의 측정에 제공하게 되는데, 그것은 일반적으로 측정의 정확도에 유리하게 작용한다.
8. 원칙적으로, 원자로 노심으로부터의 핵연료의 배출과 그 측정 사이의 시간(중간 시간)도 연장하는 것이 바람직할 수 있는데, 그것은 핵분열 생성물이 방사능이 시간이 흐르면서 감쇠함에 따라 그 γ 활성도가 줄어들지만, 유도된 핵분열에 의한 γ 방사선은 그에 의한 영향을 받음이 없이 남아 있기 때문이다. 그러나, 그것은 불리하게도 값비싼 구조적 변경 또는 불리한 원자로 조작을 조건부로 한다.
본 발명에 따른 방법은 간단하게 핵연료의 연소에 척도에 대한 매우 정확한 판단(오차가 불과 1 내지 2 %에 불과함)을 얻을 수 있게 한다. 그럼으로써, 그러한 방법은 고온 원자로(HTR)에서 순환되는 핵연료를 원자로 순환 회로로부터 빼낼 것인지 도로 원자로로 돌려보낼 것인지에 대한 결정을 내리는데 매우 적합하다. 그 경우, 그 방법은 다음과 같은 방식으로 그러한 결정의 모색을 지원하는 것이 바람직하다:
a) 핵연료를 원자로로부터 빼내어 측정 위치로 이송하고,
b) 핵연료를 열 중성자 선속에 노출시키며,
c) 핵연료로부터 방출되는 γ 방사선을 제1 검출기로 검출하고,
d) 미리 정해진 제1 한계치를 초과하면 핵연료를 바로 원자로로 다시 돌려보내고, 그 한계치를 밑돌면 핵연료에 대해 e 내지 f 단계를 속행하되,
e) 핵연료로부터 방출되는 1 MeV를 넘는 고 에너지 γ 방사선을 제2 검출기로 검출하고,
f) 미리 정해진 제2 한계치를 초과하면 핵연료를 원자로로 다시 돌려보내고, 그 한계치를 밑돌면 핵연료를 핵연료 순환 회로로부터 축출한다.
이하, 본 발명의 주제를 그에 한정함이 없이 실시예 및 첨부 도면에 의거하여 더욱 상세하게 설명하기로 한다.
본 발명에 따른 방법은 그를 위한 장치에서 다음과 같이 행해진다.
원자로로 노심으로부터 빼낸 측정 대상 핵연료(6)를 정해진 측정 위치(12)로 보내고, 거기서 열 중성자 선속(2)에 노출시킨다. 그러면, 연소의 정도 또는 핵연료 내에 아직 함유된 핵분열 물질에 의존하여 핵연료 내에서 핵분열이 일어나고, 그 핵분열의 정도를 측정 기술적으로 검출한다. 그 경우, 측정량은 핵분열 직후 측정 시에 생성된 핵분열 생성물로부터 방출되는 고 에너지 경질 γ 방사선(자연 발생적 방사선)이다. 그에는 그러한 경질 γ 방사선의 에너지가 핵연료 내에 이미 존재하는 핵분열 생성물로부터 방출되는 γ 방사선보다 평균적으로 더 높다는 점을 이용한다. 그에 의해, 에너지가 풍부한 경질 γ 방사선을 에너지 선택적 γ 측정 기기에 의해 검출할 수 있다. 적합한 검출 시스템은 예컨대 높은 시간 해상도를 갖는 고해상 섬광 계수기(8)인데, 그 에너지 해상도가 검출에 충분하다.
측정하려는 경질 γ 방사선의 구역에 낙하하는 핵연료 내의 핵분열 생성물의 적은 고 에너지 분의 γ 방사선은 측정 정확도에 영향을 미침이 없이 함께 측정될 수 있는데, 그것은 측정하려는 핵연료의 총 γ 방사선이 연소에 의존하고, 특히 양자의 방사선이 똑같이 그에 의존하기 때문이다. 연소가 높을수록 핵분열 물질 함량이 더욱더 낮아지고, 측정 시의 핵분열 활동이 더욱더 적어지며, 경질 γ 방사선이 더욱더 낮아지고, 연료요소의 총 활성도도 역시 더욱더 낮아진다(측정 방법으로서 총 γ 방사선을 간단하게 측정하는 방안에 관해선 이미 서두에 언급된 바 있음).
지금까지 설명한 2가지 특징은 신규의 방법의 원리를 특징짓는다. 방법의 주된 난점은 핵연료의 단지 짧기만 한 방사능 감쇠 시간(전형적으로 2일)으로 인해, 유효 신호로서의 경질 γ 방사선에 비해 완전히 뒷전에 있는 그 γ 활성도가 매우 크다는 점이다(방해 신호). 그럼에도 전술된 원하는 측정 정확도를 얻기 위해, 즉 짧은 측정 시간으로 계수 통계로부터 충분히 많은 수의 유효 임펄스를 축적시키기 위해, 다음과 같은 본 방법의 추가의 특징도 매우 중시된다.
매우 높은 임펄스 속도를 처리할 수 있는, 즉 매우 우수한 시간 해상도를 갖는 γ 측정 기기(8)(제2 검출기)를 사용한다. 연소가 높은 핵연료에서, 즉 비교적 약한 방사선을 내는 핵연료에서도 측정 기기가 이미 그 최대 계수 가능 범위에서 작동하도록 측정 기기(8)와 측정 대상 핵연료(6) 사이의 차폐물을 설계한다. 그러면, 강한 방사선을 내는 아직 덜 충분히 연소된 핵연료가 그 제2 검출기(8)에 의해 더 이상 검출될 수 없게 된다. 그러나, 그러한 핵연료는 이미 전술된 조합 방법의 관점에서 제1 검출기(11)를 사용하여 간단한 γ 측정에 의해 검출된다.
핵연료(6)와 측정 기기(8)(제2 검출기) 사이의 필요한 차폐물(10)은 에너지 필터로서의 가능한 한 강력한 작용을 얻기 위해 납으로 구성한다(경질 γ 방사선을 투과하는 것이 바람직함).
측정을 위한 핵분열 물질의 소비는 짧은 측정 시간으로 인해 매우 높은 중성자 선속(측정 선속)에서도 완전히 무시될 수 있다. 따라서, 방법의 우수한 측정 정확도의 이익을 위해, 가능한 한 높은 측정 선속으로 처리할 수 있게 된다. 그 때문에, 외부 중성자 소스를 사용하지 않고, 원자로 노심 자체를 중성자 공급원으로서 사용하는 것이 바람직하다. 그를 위해, 원자로는 연구용 원자로, 예컨대 Julich GmbH 연구 센터의 "Dido"에서와 유사하게 "열 칼럼"(2)을, 즉 가능한 한 원자로 용기에 의해서만 단절되어 반경 방향으로 통과하는 흑연 화합물을 가능한 한 원자로 노심 중심의 높이에서 측방 반사판과 1차 차폐물의 외면 사이에 포함한다. 흑연의 외측 단부 면의 바로 전방에 측정 위치(12)가 위치한다. 또한, 그러한 측정 위치(12)는 물(4)에 의해 에워싸이는 것이 바람직하다. 그럼으로써, 아임계 측정 셋업의 반응성이 향상되어 핵분열 시에 방출되는 중성자가 최대한으로 추가의 핵분열에 대폭적으로 사용되게 된다. 측정하려는 핵연료 자체는 그 핵분열 물질 함량에 있어 측정 셋업의 반응성에 영향을 받는다. 측정 효과의 증폭이 일어나게 된다.
실제의 실시의 측면에서, 측정 위치(12)는 어차피 페블이 멈춰서는 페블 장입 시스템(3)의 부품에 수용되는 것이 유리하다. 그를 위해, 특히 측정된 페블의 원하는 행선지(페블 베드로 복귀 또는 페블 제거)를 제어할 수 있는 페블 이송 전철기가 제공된다. 또한, 그러한 페블 전철기를 원자로 노심의 중심의 높이("열 칼럼"의 전방)에 배치하면, 페블 배출관의 하단의 구역으로부터 페블 베드로 안내되는 이송관(들)까지의 긴 높이 방향 이송 경로가 2개의 부분 구간으로 분할되어 공압에 의한 개개의 페블 이송 과정을 낮은 이송 가스 압력 및 이송 가스량으로 해나갈 수 있다는 장점이 주어진다.
전체의 측정 셋업에는 그 측정 셋업을 에워싸는 1차 차폐물(5) 및 추가의 γ 검출기(11)도 속한다. 그러한 검출기는 연소가 낮은 핵연료에 대해 그것이 측정 위치(12)(예컨대, 노심 통과 후)에서 높은 계수 속도로 작동하도록 배치된다. 그러한 검출기(11)에 의해, 서두에 언급된 조합 방법의 관점에서 측정 위치를 통과하는 모든 핵연료(및 기타의 페블)의 γ 활성도를 측정한다. 그러한 검출기(11)의 측정 결과가 정해진 한계치를 넘으면, 측정된 핵연료는 아직 덜 충분히 연소된 것이어서 제2 측정을 더 이상 지켜볼 필요가 없이 원자로 노심으로 되돌려 보낸다. 한계치를 밑돌 경우에는 검출기(8)에 의한 핵연료의 측정을 지켜보고 나서 페블의 행선지(제거 또는 복귀)를 결정한다. 그것은 다시 측정 결과를 추가의 한계치와 비교함으로써 행해진다. 한계치를 밑돌 경우에는 핵연료를 제거한다.
양자의 한계치는 사전에 측정된 다수의 핵연료(예컨대, 300개)에 대한 측정 결과의 빈도 분포로부터 산출될 수 있다. 그 수는 분포 곡선 아래의 면적과 같다. 한계치 산출을 위해, 분포 면적을 소정의 일정한 계수 비로 분할하는 값의 측정치 수치를 찾는다. 예컨대, 측정된 모든 핵연료의 20 %가 제2 검출기(8)에 의해서도 측정되는 것으로 미리 주어지면, 제1 검출기(11)의 측정 결과의 분포 면적을 2:8로 분할한다. 그러면, 모든 측정 결과의 20 %가 제1 한계치 미만에 있게 된다. 또한, 원자로가 1:10의 운전 방식으로 가동된다고 가정하면, 즉 새로 공급되는 핵연료 10개가 순환되다가 여하튼 장기간의 평균으로 보았을 때에 순환되는 10개 중의 1개의 핵연료가 제거되어야 하는 것으로, 다시 말해 제거율이 10 %인 것으로 가정하면, 제2 검출기(8)의 측정 결과의 빈도 분포에서 분포 면적을 2개의 동일한 크기의 반쪽으로 분할하는 값을 찾는다. 그 측정 결과가 그러한 제2 한계치 미만으로 떨어지는 핵연료를 제거한다. 그러면, 제거율이 1:10 운전 방식에서 요구되는 바와 같이 10 %가 되게 된다. 빈도 분포 및 그에 따른 한계치 계산도 각각의 핵연료 측정 후에 구현될 수 있다. 원자로 출력의 변경 시에는 측정 결과의 처리 전에 이전의 출력에 대한 새로운 출력의 비를 측정 결과에 곱한다.
제2 검출기(10)가 켜진 상태에서 γ 방사선으로의 과포화에 의해 손상을 입을 수 있으면, 양자의 측정을 병렬로 시작하지 말고, 우선 γ 방사선만을 제1 검출기(11)에 의해 측정하는 것이 바람직하다. 그 측정 결과가 제1 한계치를 넘을 경우에만 예컨대 제2 검출기(8)의 동작 전압을 건다.
아울러, 측정 시스템을 도면에 도시된 바와 같이 무조건 1차 차폐물(5)의 전방에 배치해야 하는 것은 아님을 언급하고자 한다. 측정 시스템은 1차 차폐물의 리세스에 배치될 수도 있다. 그럼으로써, "열 칼럼"이 단축되어 측정 선속(2)이 커지게 된다. 특히, 원자로 압력 용기의 외면에서 직접적으로 측정하는 것이 가능할지도 모른다. 그 경우, 제2 검출기(8)는 당연히 원자로 노심의 더욱 강한 γ 방사선에 노출될 것이다. 그러나, 높은 측정 선속(2)이 방법의 정확도에 매우 중요하므로 이 경우에 함께 측정되는 일정한 γ 백그라운드를 현저하지 않은 한 감안해야 한다.

Claims (23)

  1. a) 핵연료(6)를 원자로로부터 빼내어 측정 위치(12)로 이송하는 단계,
    b) 핵연료(6)를 중성자 선속(2)에 노출시키는 단계,
    c) 핵연료로부터 방출되는 1 MeV를 넘는 고 에너지 γ 방사선에 대한 상대 크기를 검출기(8)에 의해 검출하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도를 측정하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서, c) 단계 전에 핵연료로부터 방출되는 γ 방사선의 상대 크기를 제1 검출기(11)에 의해 검출하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  3. 제 2 항에 있어서, 제1 검출기(11)에 의해 검출된 γ 방사선의 측정치가 소정의 제1 한계치를 넘는 경우에 비로소 c) 단계를 실행하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  4. 제 1 항 내지 제 3 항 중의 어느 한 항에 있어서, 핵연료로부터 방출되는 2 MeV를 넘는 고 에너지 γ 방사선에 대한 상대 크기를 제2 검출기(8)에 의해 검출하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  5. 제 1 항 내지 제 4 항 중의 어느 한 항에 있어서, 107/s 이상, 특히 108/s 이상의 계수 속도를 갖는 제2 검출기(8)를 사용하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  6. 제 1 항 내지 제 5 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제2 검출기(8)로서 섬광 계수기를 사용하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  7. 제 1 항 내지 제 6 항 중의 어느 한 항에 있어서, 측정 위치(12)와 검출기(8) 사이에 차폐물을 구비한 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  8. 제 7 항에 있어서, 측정 위치(12)와 검출기(8) 사이에 납 필터를 차폐물로서 구비한 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  9. 제 1 항 내지 제 8 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제1 검출기(11)가 2초 이내에 핵연료(6)의 γ 방사선을 검출하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  10. 제 1 항 내지 제 9 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제2 검출기(8)가 30초 이내에, 특히 10초 이내에 핵연료(6)의 고 에너지 γ 방사선을 검출하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  11. 제 1 항 내지 제 6 항 중의 어느 한 항에 있어서, 핵연료(6)는 측정 위치(12)에서 물로 둘러싸이는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  12. 제 3 항 내지 제 11 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제1 γ 측정에 대한 제1 한계치는, 원자로 운전 방식에 필요한 비율의 핵연료가 그 한계치를 밑돌도록 결정되는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  13. 제 3 항 내지 제 12 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제1 γ 측정에 대한 제1 한계치는, 1:10 운전 방식의 원자로에서 최대 20 %, 특히 최대 15 %의 핵연료가 그 한계치를 밑돌도록 결정되는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  14. 제 1 항 내지 제 13 항 중의 어느 한 항에 있어서, 검출기(8)에 의해 검출된 고 에너지 γ 방사선의 측정치가 소정의 제2 한계치를 밑돌면, 핵연료(6)를 원자로 순환 회로에서 축출하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  15. 제 14 항에 있어서, 제2 측정에 대한 제2 한계치는, 측정되는 모든 핵연료 중에서 원자로 운전 방식에 필요한 비율의 핵연료가 그 한계치를 밑돌도록 결정되는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  16. 제 13 항 또는 제 14 항에 있어서, 제2 측정에 대한 제2 한계치는, 1:10 운전 방식의 원자로에서 측정되는 모든 핵연료 중의 최대 20 %, 특히 최대 15 %의 핵연료가 그 한계치를 밑돌도록 결정되는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 방법.
  17. 제 1 항 내지 제 16 항 중의 어느 한 항의 방법을 실행하기 위한 장치로서
    a) 열 중성자 선속(2)을 발생시키는 중성자 소스,
    b) 측정하려는 핵연료가 열 중성자 선속에 노출되도록 핵연료를 고정하기 위한 측정 위치(12),
    c) 측정 위치에 배치된 핵연료(6)로부터 방출되는 고 에너지 γ 방사선을 측정할 수 있는 검출기(8)를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  18. 제 17 항에 있어서, 측정 위치에 배치된 핵연료(6)로부터 방출되는 γ 방사선을 측정할 수 있는 제1 검출기(11)를 추가로 구비하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  19. 제 17 항 또는 제 18 항에 있어서, 측정 위치(12)와 제2 검출기(8) 사이에 차폐물(10)을 구비하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  20. 제 19 항에 있어서, 차폐물(10)은 납 필터인 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  21. 제 17 항 내지 제 20 항 중의 어느 한 항에 있어서, 제2 검출기(8)로서 섬광 계수기를 구비하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  22. 제 17 항 내지 제 20 항 중의 어느 한 항에 있어서, 107/s 이상, 특히 108/s 이상의 계수 속도를 갖는 제2 검출기(8)를 구비하는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
  23. 제 17 항 내지 제 20 항 중의 어느 한 항에 있어서, 측정 위치(12)는 적어도 부분적으로 물로 둘러싸이는 것을 특징으로 하는 핵연료의 상대 연소 정도 측정 장치.
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