RU2749836C2 - Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора - Google Patents

Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2749836C2
RU2749836C2 RU2018145437A RU2018145437A RU2749836C2 RU 2749836 C2 RU2749836 C2 RU 2749836C2 RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A RU 2749836 C2 RU2749836 C2 RU 2749836C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel rod
neutron
nuclear reactor
neutrons
moderator
Prior art date
Application number
RU2018145437A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2018145437A (ru
RU2018145437A3 (ru
Inventor
Эван Р. СЕНГБУШ
Арне В. КОБЕРНИК
Эли Р. МОЛЛ
Кристофер М. СЕЙФЕРТ
Росс Ф. РЭЙДЕЛ
Марк ТОМАС
Джейк ХЕКЛА
Original Assignee
Феникс Ллс
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 Феникс Ллс filed Critical Феникс Ллс
Publication of RU2018145437A publication Critical patent/RU2018145437A/ru
Publication of RU2018145437A3 publication Critical patent/RU2018145437A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2749836C2 publication Critical patent/RU2749836C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21B—FUSION REACTORS
    • G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/02—Neutron sources
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

Изобретение относится к системе и способу активного сканирования топливного стержня ядерного реактора. Система содержит генератор нейтронов с электрическим приводом, замедлитель, расположенный вокруг генератора нейтронов; канал для топливного стержня, расположенный внутри замедлителя, выполненный с возможностью воздействия на топливный стержень потоком нейтронов с заданными параметрами; и множество детекторов излучения. Канал для топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, имеющую внутренний слой и наружный слой, при этом указанный внутренний слой выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области, наружный слой состоит из выгорающего поглотителя для поглощения тепловых нейтронов. Воздействие на топливный стержень потока нейтронов с заданными параметрами индуцирует излучение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, обнаруживаемые множеством детекторов излучения. Техническим результатом является возможность определить количество делящегося вещества в топливном стержне, пространственное распределение делящегося вещества по длине топливного стержня, процентную долю обогащения, общее количество урана в граммах и любые отклонения в таблетках в топливном стержне. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 2 табл., 17 ил.

Description

Перекрестные ссылки на родственные заявки
Согласно настоящей заявке испрашивается приоритет в соответствии с предварительной заявкой на выдачу патента США 62/347 969, поданной 9 июня 2016 г., которая включена в настоящий документ во всей полноте посредством ссылки.
Область техники, к которой относится настоящее изобретение
Настоящее изобретение относится в целом к области сканирования топливного стержня ядерного реактора для выявления изменений обогащения по длине топливного стержня. Более конкретно, настоящее изобретение относится к системам и способам активного сканирования топливного стержня ядерного реактора.
Предшествующий уровень техники настоящего изобретения
В этом разделе приводится информация о предшествующем уровне техники или контексте для изобретения, указанного в формуле изобретения. Здесь могут быть приведены концепции, которые могут быть реализованы, но не обязательно те, которые были ранее задуманы или реализованы. Поэтому, если не указано другое, сведения, описанные в этом разделе, не являются уровнем техники для описания и формулы настоящего изобретения и не могут рассматриваться как ближайший аналог.
Приблизительно 20% электрической энергии в США производят ядерные реакторы. Топливо, используемое в таких ядерных реакторах, поставляется в форме небольших таблеток диоксида урана (UO2), длина которых составляет приблизительно 1 см (0,39 дюйма), а диаметр — 1 см (0,39 дюйма). Полезным топливом в этих таблетки является уран, в частности, U-235 и U-238. Таблетки UO2 укладывают внутри металлической оболочки для образования топливного стержня, длиной в диапазоне от приблизительно 152,4 см (60 дюймов) до 406,4 см (160 дюймов). Затем множество топливных стержней складывают в прямоугольные пучки размером 15 × 15 топливных стержней в пучке. В стандартном ядерном реакторе используется от 150 до 200 пучков, что равно приблизительно 40 000 топливных стержней или приблизительно 15 млн топливных таблеток.
Ядерные реакторы дозаправляют приблизительно каждые два года. Во время каждой дозаправки приблизительно одну треть топливных стержней заменяют. Таким образом, средний срок службы топливного стержня составляет приблизительно шесть лет. Для продления срока службы ядерного топлива были предприняты значительные усилия. Одним из способов, который доказал свою эффективность, является введение «выгорающего поглотителя» в топливные таблетки. В качестве типичных примеров выгорающего поглотителя можно привести гадолиний и бор. Эти материалы называются поглотителями, потому как они очень эффективно поглощают тепловые нейтроны. Как правило, тепловые нейтроны представляют собой нейтроны с энергией приблизительно 0,5 эВ.
Энергию ядерные реакторы создают посредством ядерного деления, то есть расщепления атомов (например, атомов урана) и использования выделившейся энергии для нагрева воды. Именно взаимодействие нейтронов с ураном в ядерном топливе приводит к возникновению реакции деления, и в результате каждой реакции деления происходит излучение нескольких нейтронов, приводящих к новым реакциям деления, следовательно, критической работе (цепная реакция) ядерного реактора. Введение выгорающего поглотителя в конкретных точках в конкретном количестве в ядерный реактор может замедлить цепную реакцию и упростить управление ею. Среди благоприятных эффектов такого действия следует указать увеличение продолжительности кампании ядерного реактора.
Чтобы иметь возможность управлять работой ядерного реактора, необходимо жестко контролировать качество ядерного топлива. То есть необходимо очень точно и достоверно знать количество и пространственное распределение U-235 и U-238. Таким образом, прежде чем топливные стержни покинут завод по производству ядерного топлива, они проходят заключительную проверку, в ходе которой в топливном стержне измеряют содержание и распределение изотопов урана. Ранее для проведения такого измерения топливный стержень пропускали через облучатель, в котором его бомбардировали тепловыми нейтронами. Тепловые нейтроны вызывают деление урана в топливном стержне (хотя со значительно меньшей скоростью, нежели при работе топливного стержня в ядерном реакторе). В течение следующих после деления секунд и минут происходит испускание множества гамма-лучей. Следовательно, после облучения топливный стержень ядерного реактора пропускают через устройство гамма-детектора, в котором испущенные гамма-лучи улавливаются и подсчитываются. Количество гамма-лучей, испущенных каждой секцией топливного стержня, указывает на относительные концентрации и пространственное распределение U-235 и U-238 в топливном стержне. Затем на стадии выпускающего контроля перед выпуском топливных стержней с производственного завода такую информацию сравнивают с данными о конструкции стержня.
В целом для сканирования топливных стержней ядерного реактора для выявления изменений обогащения по длине стержня (т.е. равномерности обогащения) могут использоваться системы пассивного сканирования системы или системы активного сканирования. Система пассивного сканирования обнаруживает естественное излучение ядерного топлива, а система активного сканирования индуцирует дополнительное излучение в ядерном топливе, величина которого превышает величину естественного излучения, и обнаруживает такую дополнительную радиоактивность. Ранее источником нейтронов в облучателе системы активного сканирования был радиоактивный изотоп, естественным образом излучающий нейтроны, в честности, калифорний-252 (Cf-252). Cf-252 излучает нейтроны с энергетическим спектром, пиковое значение которого составляет приблизительно 1 МэВ. Там, где вероятность возникновения реакции деления в топливном стержне очень высока, нейтроны необходимо замедлить или «замедлить до тепловой энергии», чтобы снизить энергию. Для этого Cf-252 размещают внутри блока замедлителя (как правило, тяжелой воды, графита или полиэтилена). При взаимодействии с этими материалами нейтроны «отскакивают» от ядер атомов в замедлителе и в результате замедляются. Прежде чем обычный нейтрон достигнет уровней тепловой энергии, он будет вынужден «ударяться» несколько десятков раз. У теплового нейтрона значительно больше шансов быть поглощенным ядерным топливом с последующим индуцированием деления, приводящим в конечном итоге к генерированию гамма-лучей и измеряемого сигнала на детекторах.
Период полураспада Cf-252 составляет 2,64 года, из чего следует, что для обеспечения высокого выхода нейтронов Cf-252 в устройствах активного сканирования топливных стержней (т.е., устройствах сканирования топливных стержней с использованием нейтронов) необходимо обязательно заменять приблизительно каждые два года. За последние несколько лет стоимость Cf-252 увеличилась более чем в десять раз, что привело к ценовому ограничению на использование этого изотопа для генерирования нейтронов активного сканирования топливного стержня. Производители топливных стержней активно ищут альтернативные эффективные источники нейтронов, пригодные для выполнения стадии выпускающего контроля качества пред выпуском топливных стержней с завода.
Сканирование топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, представляет собой довольно трудную задачу, когда дело доходит до определения содержания урана и плутония и их пространственного распределения. У выгорающего поглотителя очень большое сечений поглощения тепловых нейтронов, которое значительно превышает сечение для индуцирования деления в уране. Таким образом, при прохождении топливных стержней с выгорающим поглотителем через облучатель поглощающий материал поглощает большинство нейтронов, и в уране, находящемся в топливном стержне, происходит минимальное деление. В результате на гамма-детекторы поступает очень слабый сигнал, которого недостаточно для определения концентрации и распределения U-235 и U-238 в топливных таблетках.
Существует необходимость в усовершенствованной технологии, в том числе технологии, связанной с новым типом устройства активного сканирования топливных стержней, и в способе активного сканирования топливных стержней ядерных реакторов.
Краткое раскрытие настоящего изобретения
Приведенный в качестве примера вариант осуществления относится к системе для активного сканирования топливных стержней ядерного реактора, содержащей генератор нейтронов с электрическим приводом, замедлитель, канал для первого топливного стержня и множество детекторов излучения. Генератор нейтронов содержит ионный источник, ускоритель и мишень. Замедлитель расположен вокруг генератора нейтронов и замедляет нейтроны, сгенерированные генератором нейтронов. Канал для первого топливного стержня находится внутри замедлителя. В канал для первого топливного стержня вводят первый топливный стержень ядерного реактора и воздействуют на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами. Нейтроны индуцируют вторичное излучение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, которое обнаруживается множеством детекторов излучения для определения количества делящегося вещества в первом топливном стержне ядерного реактора и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
В соответствии с приведенным в качестве примера вариантом осуществления, описанным выше, замедлитель может содержать камеру, расположенную вокруг мишени, нейтронный замедлитель, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов расположенный вокруг замедлителя нейтронов. Мишень может представлять собой твердую мишень, состоящую из материала, поддающегося самовпитыванию дейтерия или трития. Замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, может быть выполнен из графита, а дополнительный замедлитель нейтронов может быть выполнен из полиэтилена борированного 5% бора. Канал для первого топливного стержня может быть выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, содержащего уран, плутоний или их комбинацию. Топливный стержень ядерного реактора может содержать, а может не содержать выгорающий поглотитель, такой как гадолиний или бор. Канал для первого топливного стержня может содержать внутреннюю оболочку, наружный слой которой состоит из выгорающего поглотителя, такого как гадолиний или бор, и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов.
В соответствии с приведенным в качестве примера вариантом осуществления, описанным выше, может быть предоставлен по меньшей мере один дополнительный канал для топливного стержня (например, канал для второго топливного стержня, канал для третьего топливного стержня, канал для четвертого топливного стержня, канал для пятого топливного стержня, канал для шестого топливного стержня, канал для седьмого топливного стержня, канал для восьмого топливного стержня и т.д.), выполненный с возможностью введения в него уранового или плутониевого топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель. По меньшей мере один дополнительный канал для топливного стержня может содержать внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой которой состоит из полиэтилена.
Другой приведенный в качестве примера вариант осуществления относится к способу активного сканирования топливного стержня ядерного реактора. Способ предусматривает генерирование нейтронов генератором нейтронов с электрическим приводом, содержащим ионный источник, ускоритель и мишень; замедление нейтронов замедлителем, расположенным вокруг генератора нейтронов; размещение топливного стержня ядерного реактора в канале для первого топливного стержня, расположенном в замедлителе; воздействие на топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами для индуцирования вспомогательного излучения мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения множеством детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора. Топливный стержень ядерного реактора может содержать, а может не содержать выгорающий поглотитель, такой как гадолиний или бор.
Приведенный в качестве примера вариант осуществления способа активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, как описано выше, может дополнительно включать размещение по меньшей мере одного дополнительного топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в по меньшей мере одном дополнительном канале для топливного стержня; воздействие на по меньшей мере один топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами для индуцирования вспомогательного излучения мгновенных и запаздывающих гамма-лучей и/или нейтронного излучения; и обнаружение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей и/или нейтронного излучения из по меньшей мере одного топливного стержня ядерного реактора по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине по меньшей мере одного топливного стержня ядерного реактора.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления в настоящем документе предлагаются системы для активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем система содержит одно или несколько из каждого из следующих устройств: генератор нейтронов с электрическим приводом, содержащий ионный источник, ускоритель и мишень; замедлитель, расположенный вокруг генератора нейтронов и выполненный с возможностью замедления нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов; канал для первого топливного стержня, расположенный в замедлителе, канал для первого топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора и воздействия на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами; и множество детекторов излучения. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления система выполнена таким образом, что при использовании нейтроны индуцируют вторичное излучение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, которое обнаруживается множеством детекторов излучения для определения количества делящегося вещества в первом топливном стержне ядерного реактора и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора, содержащего выгорающий поглотитель. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления внутренняя надтепловая оболочка дополнительно содержит внутренний слой, выполненный с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области, причем внутренний слой расположен концентрично относительно наружного слоя. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления внутренний слой состоит из бериллия. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора, содержащего гадолиний или бор.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления системы поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, причем надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления ионный источник представляет собой микроволновой ионный источник или ионный источник на основе электронного циклотронного резонанса (ЭЦР).
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления мишень представляет собой твердую мишень, состоящую из по меньшей мере одного из титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления замедлитель содержит камеру, расположенную вокруг мишени, замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный вокруг замедлителя нейтронов. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления камера содержит жидкость Fluorinert. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, состоит из графита, D2O или полиэтилена. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена с содержанием бора 5%.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления системы дополнительно содержат канал для второго топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем второго топливного стержня ядерного реактора и воздействия на второй топливный стержень ядерного реактора потоком тепловых нейтронов с заданными параметрами. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для второго топливного стержня расположен в замедлителе, причем тепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию во втором топливном стержне ядерного реактора, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой которой состоит из полиэтилена.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления системы дополнительно содержат по меньшей мере один дополнительный канал для топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора и воздействия на топливный стержень ядерного реактора потоком надтепловых нейтронов или потоком тепловых нейтронов. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления нейтроны из потока надтепловых нейтронов или потока тепловых нейтронов индуцируют в топливном стержне ядерного реактора вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления мишень представляет собой твердую мишень, состоящую из титана; замедлитель нейтронов состоит из графита; дополнительный замедлитель нейтронов состоит из борированного полиэтилена; канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из гадолиния и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов, и внутренний слой которой состоит из бериллия и выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области энергий; канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, содержащего гадолиний; канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, и внутренний слой которой состоит из полиэтилена; и/или канал для второго топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления мишень представляет собой твердую мишень, которая состоит из титана; замедлитель нейтронов состоит из графита; дополнительный замедлитель нейтронов состоит из борированного полиэтилена; канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из бора и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов, и внутренний слой которой состоит из бериллия и выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области энергий; канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, содержащего бор; канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, и внутренний слой которой состоит из полиэтилена; и/или канал для второго топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель.
В настоящем документе также описывается применение вышеуказанных систем. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления применение предусматривает применение системы для анализа топливного стержня ядерного реактора.
В соответствии с некоторыми вариантами осуществления в настоящем документе предлагаются способы активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем способы предусматривают одно или более из каждой из следующих стадий: генерирование нейтронов генератором нейтронов с электрическим приводом, содержащим ионный источник, ускоритель и мишень; замедление нейтронов замедлителем, расположенным вокруг генератора нейтронов; размещение первого топливного стержня ядерного реактора в канале для первого топливного стержня, расположенном в замедлителе; воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами для индуцирования вспомогательного излучения мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения множеством детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления первый топливный стержень ядерного реактора содержит выгорающий поглотитель. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления первый топливный стержень ядерного реактора содержит гадолиний или бор. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, причем надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, слой которой состоит из выгорающего поглотителя; причем воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами предусматривает поглощение тепловых нейтронов наружным слоем внутренней надтепловой оболочки. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления способы дополнительно предусматривают рассеяние быстрых нейтронов в надтепловой области энергий во внутреннем слое внутренней надтепловой оболочки. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления способы дополнительно предусматривают размещение второго топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в канале для второго топливного стержня; воздействие на второй топливный стержень ядерного реактора потоком тепловых нейтронов с заданными свойствами для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения второго топливного стержня ядерного реактора по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, и внутренний слой которой состоит из полиэтилена, причем способы дополнительно предусматривают уменьшение плотности надтепловых нейтронов с помощью внутреннего слоя и наружного слоя внутренней тепловой оболочки. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления способы дополнительно предусматривают: размещение топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в по меньшей мере одном дополнительном канале для топливного стержня; воздействие на топливный стержень ядерного реактора потоком надтепловых нейтронов с заданными свойствами или потоком тепловых нейтронов для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения топливного стержня ядерного реактора по меньшей мере другим из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления мишень представляет собой твердую мишень, содержащую атомы дейтерия, и причем генерирование нейтронов генератором нейтронов с электрическим приводом предусматривает обстрел твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия для генерирования нейтронов за счет термоядерной реакции дейтерия с дейтерием. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления способы дополнительно предусматривают восполнение атомов дейтерия, содержащихся в твердой мишени, за счет облучения твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления твердая мишень состоит из по меньшей мере одного титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления замедлитель содержит камеру, расположенную вокруг мишени, замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный вокруг замедлителя нейтронов, причем замедление нейтронов замедлителем предусматривает использование замедлителя нейтронов для замедления до тепловой скорости нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов с электрическим приводом, и поглощение замедленных до тепловой скорости нейтронов дополнительным замедлителем нейтронов. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, состоит из графита, D2O или полиэтилена, и дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления камера представляет собой камеру Fluorinert, содержащую жидкость Fuorinert.
Дополнительные признаки, преимущества и варианты осуществления настоящего изобретения могут быть выведены исходя из рассмотрения следующего подробного описания, фигур и формулы изобретения. Более того, следует понимать, что как приведенное выше краткое описание настоящего изобретения, так и последующее подробное раскрытие настоящего изобретения приведены в качестве примера и предназначены для дополнительно пояснения без ограничения заявляемого объема настоящего изобретения.
Краткое описание фигур
Прилагаемые фигуры, предназначенные для дополнительного пояснения настоящего изобретения, составляют часть настоящего описания, а также иллюстрируют варианты осуществления настоящего изобретения и вместе с подробным описанием помогают изложить его основные идеи. Конструктивные детали настоящего изобретения не показаны подробнее, чем это может быть необходимо для принципиального понимания настоящего изобретения и различных способов его практической реализации.
На фиг. 1 показано вертикальное поперечное сечение генератора нейтронов и замедлителя системы для генерирования нейтронов за счет термоядерной реакции дейтерия с дейтерием (DD) и активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, содержащего выгорающий поглотитель.
На фиг. 2 показано вертикальное поперечное сечение генератора нейтронов, изображенного на фиг. 1.
На фиг. 3 показано вертикальное поперечное сечение замедлителя, изображенного на фиг. 1, на котором изображен канал для первого топливного стержня, канал для второго топливного стержня и канал для третьего топливного стержня.
На фиг. 4 показано горизонтальное поперечное сечение замедлителя, изображенного на фиг. 1, с разрезом через участки канала для топливного стержня, изображенного на фиг. 3.
На фиг. 5 показано вертикальное поперечное сечение центрального канала для топливного стержня, изображенного на фиг. 3, в который введен топливный стержень, содержащий выгорающий поглотитель. Центральный канал для топливного стержня может представлять собой надтепловой канал для топливного стержня.
На фиг. 6 показано вертикальное поперечное сечение одного из канала для второго топливного стержня и канала для третьего топливного стержня (т.е. каналов для топливного стержня, расположенных с любой стороны центрального канала для топливного стержня), изображенных на фиг. 3, в который введен топливный стержень, который не содержит выгорающий поглотитель.
На фиг. 7 показана картограмма потока тепловых нейтронов с наложенным видом в поперечном сечении замедлителя, изображенного на фиг. 3.
На фиг. 8 показана картограмма потока тепловых нейтронов с наложенным видом в поперечном сечении замедлителя, изображенного на фиг. 4.
На фиг. 9 представлено сравнение сечения поглощения Gd-157, а также общие сечения деления U-235 и U-238.
На фиг. 10 показан график, демонстрирующий энергетический спектр нейтронов, полученный модулированием MCNP на участке центрального канала для топливного стержня, изображенного на фиг. 3.
На фиг. 11 показана картограмма потока надтепловых нейтронов с наложенным видом в поперечном сечении замедлителя, изображенного на фиг. 3.
На фиг. 12 показана картограмма потока быстрых нейтронов с наложенным видом в поперечном сечении замедлителя, изображенного на фиг. 3.
На фиг. 13 показан вид сверху системы активного сканирования, содержащей генератор нейтронов и замедлитель, изображенные на фиг. 2 и 3 соответственно. Компьютеры (не изображены), используемые для управления системой активного сканирования, удаленно расположены в пункте управления сканированием (не изображен).
На фиг. 14 показан вид сверху системы активного сканирования, показанной на фиг. 13, содержащей резервный облучатель и аппаратное обеспечение для перемещения стержня.
На фиг. 15 показан вид в перспективе системы активного сканирования, изображенной на фиг. 13, на котором указаны области для ручного введения топливного стержня и автоматизированного выведения топливного стержня.
На фиг. 16 показан другой вид в перспективе системы активного сканирования, изображенной на фиг. 13, увеличенный для демонстрации деталей ручного введения топливного стержня, показанного на фиг. 15.
На фиг. 17 показан еще один вид в перспективе системы активного сканирования, изображенной на фиг. 13, увеличенный для демонстрации деталей автоматизированного выведения топливного стержня, показанного на фиг. 15.
Подробное раскрытие настоящего изобретения
Перед тем, как обратиться к фигурам, на которых подробно изображены приведенные в качестве примера варианты осуществления, следует понимать, что настоящее изобретение не ограничивается деталями или способами, изложенными в описании или показанными на фигурах. Также следует понимать, что термины приведены в описательных целях и не должны рассматриваться как ограничивающие. На фигурах одинаковые или подобные обозначения позиций используются для одинаковых или подобных деталей.
Как описано выше, в традиционном способе активного сканирования топливных стержней в качестве источника нейтронов используют калифорний-252 (Cf-252). Как показано на фигурах в целом, в системе 100, описанной в вариантах осуществления ниже, источник нейтронов Cf-252 заменен генератором 10 нейтронов с электрическим приводом, что будет подробно описано ниже со ссылкой на варианты осуществления. Использование генератора нейтронов с электрическим приводом вместо радиоактивного изотопа имеет множество преимуществ, включая устранение необходимости в частой замене/восполнении Cf-252 и возможность выключать источник нейтронов, когда он не используется, поддерживая при этом высокие скорости сканирования и высокую точность, связанную с активными сканерами на основе Cf-252.
Как показано на фиг. 1, система 100 для генерирования нейтронов за счет термоядерной реакции дейтерия с дейтерием (DD) и активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, содержащего выгорающий поглотитель, содержит генератор 10 нейтронов и замедлитель 20. Для активного сканирования генератор 10 нейтронов выполнен с возможностью бомбардировки ядерного топлива в топливном стержне нейтронами, тем самым индуцируя вспомогательное излучение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей и/или нейтронное излучение, а также излучение мгновенных и запаздывающих тепловых, надтепловых или быстрых нейтронов. Это вспомогательное излучение затем оценивают количественно для определения содержания делящегося вещества и уровня обогащения по длине топливного стержня (т.е. пространственного распределения содержания делящегося вещества). Таким образом, могут быть обнаружены изменения обогащения по длине топливного стержня.
На фиг. 2 показано поперечное сечение одного вариант осуществления генератора 10 нейтронов. В соответствии с одним вариантом осуществления генератор 10 нейтронов содержит ионный источник 11, ускоритель 12, пучок 13 ионов дейтерия, вакуумные насосы 14 и твердую мишень 15. Генератор 10 нейтронов (описанный ниже) выполнен с возможностью генерирования до 2,5 × 1010 DD-нейтронов/с на основании максимального рабочего напряжения 200 кВ и максимального рабочего тока пучка 45 мА. Номинальная рабочая точка для системы составляет приблизительно 155 кВ и 40 мА, что обеспечивает общий выход нейтронов, равный 1 × 1010 DD-нейтронов/с.
Ионный источник 11 создает плотную дейтериевую плазму. Ионный источник 11 может представлять собой, например, микроволновой ионный источник или ионный источник на основе электронного циклотронного резонанса (ЭЦР). В соответствии с некоторыми вариантами осуществления в ионном источнике 11 отсутствуют компоненты одноразового использования, он генерирует ток ионного пуска очень высокой плотности (например, 200 мА/см2), а также характеризуется очень продолжительной кампанией (например, несколько лет).
В соответствии с одним примером, согласно которому ионный источник 11 создает плотную дейтериевую плазму, дейтериевый газ непрерывно подается в плазменную камеру 11a ионного источника 11. В плазменной камере 11a с помощью двух магнитов 11b наводится магнитное поле, например, магнитное поле величиной 875 Г ±20%. Магниты 11b могут представлять собой, например, соленоидные электромагниты или постоянные магниты. Микроволны с частотой, например, 2,45 ГГц ± 20%, созданные магнетроном (не показан), передаются в плазменную камеру 11a по коаксиальному кабелю и волноводу 11c, генерируя плотную дейтериевую плазму. В качестве волновода 11c может использоваться любой известный волновод, например, волновод, описанный в документе WO/2015006065, содержание которого, включая аспекты, относящиеся к конструкции и применению волноводов в генераторах нейтронов, включено во всей полноте в настоящий документ посредством ссылки.
Ионы дейтерия извлекаются из ионного источника 11 в виде пучка 13 ионов дейтерия и с помощью ускорителя 12 ускоряются. В частности, положительные ионы дейтерия выводятся из плазменной камеры 11a (потенциал земли) за счет электростатического потенциала, присутствующего между отверстием плазменной камеры для излучения и выводящим электродом (например, при потенциале, равном –40 кВ). Затем выведенный пучок 13 ионов дейтерия ускоряется до полного напряжения (например, от 150 кВ до 200 кВ) посредством электростатического потенциала, присутствующего в ускорителе 12.
С помощью вакуумных насосов 14 во время работы поддерживают низкое давления внутри ускорителя 12, которое повышает устойчивость и выход нейтронов. Вакуумные насосы 14 могут входить в состав системы дифференциальной накачки, предназначенной для поддержания первого перепада давления между внешней атмосферой и областью ионного источника / ускорителя, второго перепада давления между внешней атмосферой и мишенью и третьего перепада давления между областью ионного источника / ускорителя и мишенью. Примеры такой системы дифференциальной накачки описаны в документах WO/2009142669 и WO/2011081940, содержание которых, включая аспекты, связанные с конструкцией и применением систем дифференциальной накачки в генераторах нейтронов, включено в настоящий документ посредством ссылки.
Пучок 13 ионов дейтерия (характеризующийся высокими значениями напряжения и тока) движется в вакууме и в конечном итоге ударяется о другие атомы дейтерия, содержащиеся в твердой мишени 15. Несмотря на то, что твердая мишень может производить меньше нейтронов, чем газообразная мишень, использование именно твердой мишени позволяет уменьшить размер и стоимость системы по сравнению с системой, в которой используется газообразная мишень. Твердая мишень 15 может представлять собой, например, самовпитывающую мишень, выполненную из одного или нескольких материалов, удерживающихся за водород, так что пучок ионов может вводить ионы дейтерия или трития в мишень, служащие «топливом»для производства нейтронов. В качестве примеров таких материалов можно назвать титан, медь, цирконий, уран, палладий и алюминий. Несмотря на то, что может быть использована предварительно заполненная мишень, содержащая дейтерий или тритий, после израсходования дейтерия или трития мишень необходимо заменить. Таким образом, предпочтительно использовать самовпитывающую мишень, которую с помощью пучка ионов можно «восполнять» дейтерием или тритием для продления срока службы мишени. В соответствии с предпочтительными вариантами осуществления твердая мишень 15 может представлять собой титановую мишень, медную мишень или самовпитывающую титановую и медную мишень.
Сгенерированные нейтроны характеризуются средним значением пиковой энергии, равной приблизительно 2,5 МэВ. Выход нейтронов является анизотропным с пиком в прямом направлении. Реакция с направленными вперед пиками обладает благоприятными эффектами, которые заключаются в увеличении теплового потока в топливных стержнях относительно истинно изотропной реакции. Небольшая доля падающих ионов запускает в твердой мишени 15 термоядерную реакцию дейтерий–дейтерий. При взаимодействии высокоэнергетичных дейтронов возникают термоядерные реакции, в результате которых образуются высокоэнергетичные нейтроны. Такие быстрые нейтроны, испущенные из твердой мишени 15, многократно взаимодействуют с расположенным вокруг замедлителем 20, значительно снижая среднюю энергию плотности нейтронов.
Мишень 15 находится под высоким напряжением, поэтому охлаждающая рубашка, расположенная вокруг мишени 15, должна иметь достаточную толщину и должна содержать электрический изоляционный материал, который также выступает в качестве хладагента. Кроме того, изоляционный материал участвует в замедлении нейтронов, при этом он не обладает высокой способностью поглощать тепловые нейтроны. Выбран изоляционный материал Fluorinert (будет описан ниже), который представляет собой электрический изоляционный материал, способный замедлять нейтроны, при этом не поглощая нейтроны с низкой энергией. Отведение тепла от производящей нейтроны мишени 15 осуществляется с помощью циркулирующей жидкости Fluorinert, расположенной вокруг мишени 15 и ускорителя 12, и в конечном итоге полностью тепло отводится из системы с помощью теплообменника (не показан).
На фиг. 3 показано поперечное сечение одного вариант осуществления замедлителя 20. Вокруг твердой мишени 15 находится камера 21, которая выступает в качестве электроизоляционного материала для твердой мишени 15, находящейся под высоким напряжением, а также исходного замедлителя нейтронов. Камера 21 может содержать твердый, жидкий или газообразный диэлектрик. Например, камера 21 может представлять собой камеру Fluorinert, содержащую жидкость Fuorinert. В соответствии с другими примерами камера 21 может содержать масло или гексафторид серы. Вокруг камеры 21 расположен замедлитель 22 нейтронов. Замедлитель 22 нейтронов может быть выполнен, например, из полиэтилена, водонаполненного полиэтилена (WEP), полиэтилена высокой плотности (HDPE), графита, D2O (тяжелой воды), воды или их комбинации. В примере, показанном на фиг. 3, замедлитель 22 нейтронов представляет собой графитовую камеру. Графит известен своим очень маленьким сечением захвата нейтронов, поэтому он идеально подходит для достижения низких значений энергии (например, меньше 0,025 эВ) с высокой эффективностью. Замедлитель 20 также содержит дополнительный замедлитель нейтронов 23. Дополнительным замедлителем нейтронов 23 может быть, например, любой материал, в том числе форма полиэтилена, такая как полиэтилен высокой плотности (HDPE). В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, расположенный вокруг материал представляет собой зону воспроизводства из полиэтилена высокой плотности (HDPE) с добавлением 5% бора, которая способствует замедлению до тепловой энергии и захвату нейтронов, которые не попали в область замедления (т.е. камеру 21 и замедлитель 22 нейтронов), чтобы сохранить нейтронную дозу за пределами системы на безопасном уровне. На фиг. 3 показано основание дополнительного замедлителя нейтронов 23, расположенное на бетоне, а остальные стороны дополнительного замедлителя нейтронов 23, как показано, контактируют с атмосферой (т.е. воздухом).
На фиг. 3 также показаны три канала для топливных стержней: канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня. В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, каждый из каналов 30, 40 и 50 для топливных стержней расположен внутри замедлителя 22 нейтронов. Однако настоящее изобретение не ограничивается таким вариантом осуществления. В соответствии с другими примерами канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня могут быть расположены в разных местах. Например, канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня могут быть расположены внутри камеры 21; два канала из канала 30 для первого топливного стержня, канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня могут быть расположены внутри камеры 21, тогда как оставшийся канал для топливного стержня будет расположен в замедлителе 22 нейтронов; или два канала из канала 30 для первого топливного стержня, канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня могут быть расположены внутри замедлителя 22 нейтронов, тогда как оставшийся канал для топливного стержня будет расположен в камере 21.
В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, канал 30 для первого топливного стержня расположен по существу на той же высоте, что и канал 40 для второго топливного стержня, и канал 50 для третьего топливного стержня. Настоящее изобретение не ограничивается таким вариантом осуществления. В соответствии с другими примерами канал 30 для первого топливного стержня может быть расположен выше, чем канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня, так что канал 30 для первого топливного стержня будет находиться ближе к твердой мишени 15, чем канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня. Канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня могут быть расположены на разных высотах относительно друг друга. В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, канал 30 для первого топливного стержня равноудален от канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня (например, посередине между каналом 40 для второго топливного стержня и каналом 50 для третьего топливного стержня, хоть и на другой высоте). В соответствии с другими примерами канал 30 для первого топливного стержня может быть расположен ближе к каналу 40 для второго топливного стержня, чем канал 50 для третьего топливного стержня, или же канал 30 для первого топливного стержня может быть расположен ближе к каналу 50 для третьего топливного стержня, чем канал 40 для второго топливного стержня. В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня расположены на одинаковой высоте и параллельно друг другу. На фиг. 4 показаны параллельные канал 30 для первого топливного стержня, канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня, если смотреть сверху поперечного сечения замедлителя 20.
Несмотря на то, что на фиг. 3 показаны три канала для топливного стержня, согласно другим вариантам осуществления может использоваться другое количество каналов для топливных стержней (например, один, два, четыре, пять и т.д.). В соответствии с некоторыми вариантами осуществления в камере 21 может быть предоставлено множество каналов для топливных стержней. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления в замедлителе 22 нейтронов может быть предоставлен единственный канал для топливного стержня.
Канал 30 для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем съемной полой оболочки 31, предназначенной для активного тестирования топливных стержней. В качестве оболочки 31 может использоваться, например, надтепловая оболочка, предназначенная для активного тестирования топливных стержней с надтепловыми нейтронами. Поток нейтронов с заданными параметрами (т.е. надтепловой или тепловой) в канале 30 для первого топливного стержня составляет приблизительно от 1E4 нейтронов/см2/с до 1E8 нейтронов/см2/с, например, 1,38E6 нейтронов/см2/с.
На фиг. 5 в соответствии с одним вариантом осуществления показана оболочка 31, содержащая наружный слой 31a, состоящий из выгорающего поглотителя (например, гадолиния, бора и т.д.) или другого поглотителя тепловых нейтронов и выполненный с возможностью поглощения тепловых нейтронов, и внутренний слой 31b, выполненный с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой или тепловой области энергии. Внутренний слой 31b может быть выполнен, например, из бериллия, полиэтилена, графита или тяжелой воды. Внутренний слой 31b выполнен соосно по отношению к наружному слою 31a. В соответствии с другими вариантами осуществления внутренний слой 31b может отсутствовать. Оболочка 31 может дополнительно содержать алюминиевую оболочку 33. Оболочка 31 выполнена соосно по отношению к алюминиевой оболочке 33. Оболочка 31 выполнена с возможностью размещения в ней топливного стержня 32. Топливный стержень 32 может содержать, а может не содержать выгорающий поглотитель, такой как гадолиний или бор. В целях настоящего изобретения в примерах, которые будут описаны ниже, речь идет об урановых топливных стержнях, содержащих гадолиний, однако специалисту в области техники настоящего изобретения должно быть понятно, что система и способы также могут использоваться для активной проверки топливных стержней ядерного реактора, содержащих уран, плутоний или их комбинацию и не содержащих выгорающий поглотитель; топливных стержней ядерного реактора, содержащих плутоний или комбинацию урана и плутония, а также содержащих гадолиний; или топливных стержней ядерного реактора, содержащих уран, плутоний или их комбинацию, а также содержащих другой выгорающий поглотитель, такой как бор. В соответствии с примером, показанным на фиг. 5, топливный стержень 32 представляет собой урановый топливный стержень, содержащий гадолиний (т.е. топливный стержень GdUO2). Топливный стержень 32 может содержать наружную оболочку 32a, например, циркониевую оболочку. Наружная оболочка 32a выполнена с возможностью размещения в ней топливных таблеток. Между наружной оболочкой 32a и внутренним слоем 31b присутствует небольшой зазор. Наружная оболочка 32a заполнена, как правило, гелием.
В этом примере канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня выполнены с возможностью размещения в их полой тепловой оболочки 60, предназначенной для активной проверки стандартных топливный стержней (т.е. топливных стержней без выгорающего поглотителя) с использованием надтепловых или тепловых нейтронов. На фиг. 6 в соответствии с одним вариантом осуществления показана тепловая оболочка 60, содержащая наружный слой 61, выполненный, например, из алюминия, и внутренний слой 62, выполненный, например, из HDPE. Внутренний слой 62 (например, зона производства из HDPE) выполнен соосно по отношению к наружному слою 61 (например, алюминиевой оболочке). Тепловая оболочка 60 выполнена с возможностью размещения в ней стандартного топливного стержня 63, например топливного стержня с U-235 или U-238 (т.е. топливного стержня UO2). Топливный стержень 63 может содержать наружную оболочку 63a, например, циркониевую оболочку. Наружная оболочка 63a выполнена с возможностью размещения в ней топливных таблеток. Между наружной оболочкой 63a и внутренним слоем 62 присутствует небольшой зазор. Наружная оболочка 63a заполнена, как правило, гелием. Топливный стержень 63 не содержит выгорающий поглотитель.
Поток нейтронов с заданными параметрами (т.е. надтепловой или тепловой) в каналах для второго и для третьего топливного стержня, 40 и 50, составляет приблизительно от 1E4 нейтронов/см2/с до 1E8 нейтронов/см2/с, например, 1,38E6 нейтронов/см2/с, в конфигурации, в которой и канал 40 для второго топливного стержня, и канал 50 для третьего топливного стержня содержат топливный стержень 63. Система также была испытана в конфигурации, в которой один из канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня является пустым, а второй из канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня содержит топливный стержень 63. Тепловой поток, поданный в топливный стержень 63, был таким же, как и в случае с топливными стержнями 63 в канале 40 для второго топливного стержня, и канале 50 для третьего топливного стержня с неопределенностью до 0,1%. Поэтому канал 40 для второго топливного стержня и канал 50 для третьего топливного стержня разъединены, а наличие или отсутствие топлива в одном из канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня не влияет на нейтронно-физические характеристики другого канала.
На фиг. 7 и 8 показан поток тепловых нейтронов (E < 0,025 эВ) в тех же плоскостях, что и на фиг. 3 и 4, соответственно. На фиг. 7 и 8 показано, что замедлитель 22 нейтронов (т.е. графитовая камера) выполнен с возможностью производства высокооднородной среды тепловых нейтронов для канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня. В результате топливные стержня 63 могут дольше находиться в областях с пиковой плотностью тепловых нейтронов (приблизительно 30 см), тем самым, усиливая активацию в топливе и сокращая время обнаружения. С помощью программ моделирования MCNP было установлено, что конфигурация в соответствии с вариантами осуществления настоящего изобретения позволяет создать высокоравномерную область тепловых нейтронов с большим потоком тепловых нейтронов приблизительно от 1E4 нейтронов/см2/с до 1E8 нейтронов/см2/с, например, 1,38E6 нейтронов/см2/с, приводя к улучшенной активации нейтронов в топливных стержнях.
На фиг. 9 приведены результаты сравнения сечений поглощения Gd-157, U-235 и U-238 с энергетическим спектром нейтронов. Как видно на фиг. 9, для надтепловой энергии (т.е. энергии выше энергии тепловых нейтронов и ниже энергии быстрых нейтронов), сечение деления U-235 и сечение поглощения в Gd-157 приблизительно одинаковые. Отсюда следует, что канал 30 для первого топливного стержня для сканирования топливного стержня 32, содержащего гадолиний, имеет оптимальные параметры для нейтронов выше области тепловой энергии. Это достигается, например, за счет выполнения внутреннего слоя 31b из бериллия и наружного слоя 31a из гадолиния вокруг топливного стержня 32, создавая таким образом эффективный барьер для тепловых нейтронов. На картограмме потока тепловых нейтронов, показанной на фиг. 7, видно, что плотность тепловых нейтронов в канале 30 для первого топливного стержня существенно уменьшена. Ввиду того, что канал 30 для первого топливного стержня расположен ближе к источнику быстрых нейтронов, общая плотность нейтронов выше, чем в канале 40 для второго топливного стержня и канале 50 для третьего топливного стержня. Следовательно, вопреки тому, что сечение деления для надтепловых нейтронов значительно меньше сечения деления для тепловых нейтронов, плотность нейтронов для индуцирования таких реакций деления значительно больше. Результаты моделирования с помощью программ MCNP указывают, что активность топливных стержней 32 (содержащих гадолиний), выходящих из канала 30 для первого топливного стержня, равна приблизительно половине активности стандартных топливных стержней 63, выходящих из канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня. Следовательно, в соответствии с по меньшей мере одним вариантом осуществления настоящего изобретения в канале 30 для первого топливного стержня может быть расположено вдвое больше гамма-детекторов, чем в канале 40 для второго топливного стержня и канале 50 для третьего топливного стержня. Более того, скорость сканирования в канале 30 для первого топливного стержня может быть ниже скорости сканирования в канале 40 для второго топливного стержня и канале 50 для третьего топливного стержня. Например, скорость сканирования в канале 30 для первого топливного стержня может равняться приблизительно половине скорости сканирования в канале 40 для второго топливного стержня и канале 50 для третьего топливного стержня. Скорость сканирования для каждого из канала 30 для первого топливного стержня, канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня может находиться в диапазоне от 5 до 30 см/с.
При использовании для индуцирования деления надтепловых нейтронов необходимо учитывать тот факт, что сечение деления U-238 для надтепловых нейтронов значительно больше сечения деления для тепловых нейтронов. Следовательно, если основная задача заключается в измерении содержания U-235, что является характерной задачей для большинства случаев, деление U-238 может представлять собой значительно более эффективный источник фоновых гамма-лучей. Отсюда следует верхняя граница на идеальной области энергии для нейтронов в канале 30 для первого топливного стержня, которая составляет приблизительно 1 МэВ. Поэтому как тепловые, так быстрые нейтроны необходимо отсеивать как можно тщательнее, создавая эффективную плотность надтепловых нейтронов в топливном стержне 32. Для этого важны геометрические параметры каналов 30, 40 и 50 для топливных стержней и выбранные материалы. В соответствии с примером, показанным на фиг. 3, геометрические параметры замедлителя 20 и материалы, описанные со ссылкой на фиг. 5 и 6, подобраны таким образом, чтобы максимально увеличить плотность надтепловых нейтронов (сосредоточены приблизительно вокруг значения ~1 эВ) в каналах 30, 40 и 50 для топливных стержней.
Канал 30 для первого топливного стержня для сканирования топливного стержня 32, содержащего гадолиний, должен находиться достаточно далеко от источника нейтронов, чтобы уменьшить плотность быстрых нейтронов в потоке, что является результатом непосредственной транспортировки или единичного рассеивания. Предпочтительно располагать канал 30 для первого топливного стержня очень близко от максимального надтеплового потока и одновременно за пределами области максимального потока быстрых нейтронов. Так достигается несколько большее относительное количество делений, индуцированных в U-235, чем в U-238, что действенно увеличивает эффективность нейтронов и снижает фоновый сигнал активации U-238. На фиг. 10 показан энергетический спектр нейтронов, полученный модулированием MCNP на участке канала 30 для первого топливного стержня, показанного на фиг. 3. Как видно на фиг. 10, высокоэнергетический конец очень низкий по сравнению с плотностью нейтронов в надтепловой области.
В таблице 1 представлено количество активаций U-235 и U-238 в канале 40 для второго топливного стержня и канале 50 для третьего топливного стержня (т.е. в тепловых каналах), а в таблице 2 представлено количество активаций U-235 и U-238 в канале 30 для первого топливного стержня (т.е. в надтепловом канале) для топливного стержня, содержащего 5% атомный естественный гадолиний.
Таблица 1. Плотность активации U-235 и U-238 в тепловых линиях
Обогащение U-235 (%) Плотность активации U-235 (делений/см 3 -с) Плотность активации U-238 (делений/см 3 -с) Процент делений от U-235
0 0,0E+00 1,2E+03 0%
1,60 1,1E+06 1,2E+03 99,89%
2,40 1,6E+06 1,2E+03 99,93%
3,60 2,4E+06 1,2E+03 99,95%
3,95 2,6E+06 1,2E+03 99,96%
4,40 2,9E+06 1,2E+03 99,96%
4,90 3,2E+06 1,2E+03 99,96%
Таблица 2 Плотность активации U-235 и U-238 в надтепловых линиях
Обогащение U-235 (%) Плотность активации U-235 (делений/см 3 -с) Плотность активации U-238 (делений/см 3 -с) Процент делений от U-235
0 0,0E+00 3,0E+03 0%
1,60 3,0E+04 3,0E+03 90,97%
2,40 4,5E+04 3,0E+03 93,72%
3,60 6,6E+04 3,0E+03 95,62%
3,95 7,2E+04 3,0E+03 95,98%
4,40 7,9E+04 3,0E+03 96,34%
4,90 8,7E+04 3,0E+03 96,67%
Как видно из таблицы 1 (т.е. по тепловым каналам 40, 50), при каждом обогащении практически каждое событие деления происходит в U-235. Как видно из таблицы 2 (т.е. по надтепловому каналу 30), доля делений, происходящих в U-235, составляет порядка величины, превышающей долю делений U-238, и этот уровень фона можно вычислить путем вычитания известного отклика U-238, который будет меняться в зависимости от процентной доли на основании обогащения U-235 топливного стержня.
На фиг. 11 и 12 показан поток надтепловых нейтронов и поток быстрых нейтронов, соответственно, для альтернативного варианта осуществления замедлителя 20, согласно которому каналы 30, 40 и 50 для топливных стержней расположены на одной высоте и параллельны друг другу. В соответствии с этим вариантом осуществления канал для первого топливного стержня находится между каналом 40 для второго топливного стержня и каналом 50 для третьего топливного стержня равноудаленно от канала 40 для второго топливного стержня и канала 50 для третьего топливного стержня. Как видно на фиг. 12, поток быстрых нейтронов в канале 30 для первого топливного стержня значительно уменьшен; однако это происходит за счет меньшего потока надтепловых нейтронов (см. фиг. 11). В соответствии с другими вариантами осуществления по меньшей мере один из каналов 30, 40 и 50 для топливных стержней представляет собой надтепловой канал, и по меньшей мере один из каналов 30, 40 и 50 для топливных стержней представляет собой тепловой канал. Один или несколько надтепловых каналов может быть расположен на такой же высоте, выше или ниже одного или нескольких тепловых каналов.
Сечение для захвата нейтронов выгорающим поглотителем (например, гадолинием) в топливном стержне 32 сильно уменьшается с ростом энергии нейтронов. Следовательно, процентная доля нейтронов, поглощенных поглотителем в стержне, может быть существенно уменьшена за счет увеличения средней энергии плотности нейтронов в каналах для топливных стержней в облучателе. Более того, сечение деления урана не уменьшается также быстро, как сечение поглощения для захвата нейтронов поглотителями при увеличении средней энергии нейтронов. Следовательно, благодаря оптимизации потока надтепловых нейтронов в местах расположения каналов для топливного стержня можно значительно увеличить процентную долю нейтронов, используемых для индуцирования деления и подачи измеряемого сигнала на гамма-детекторы. В таком методе активное детектирование нейтронов можно использовать для измерения содержания и пространственного распределения делящегося вещества не только в стандартных топливных стержнях, но и в топливных стержнях, содержащих выгорающий поглотитель, отдельно или одновременно.
Описанная выше система 100 может быть встроена в систему 1000 активного сканирования, как показано на фиг. 13. Система 1000 активного сканирования выполнена с возможностью сканирования стандартных топливных стержней (например, топливных стержней 63 с UO2) и топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель (например, топливных стержней 32 с GdUO2), одним устройством сканирования. В соответствии с одним примером, показанным на фиг. 15, система 1000 активного сканирования выполнена с возможностью ручного ввода топливных стержней и автоматического вывода сканированных топливных стержней. На фиг. 16 и 17 показана система 1000 активного сканирования, которая может содержать детекторы фона, плотномер, облучатель, активационные детекторы, систему измерения с гадолинием, аппаратные средства перемещения стержней и все необходимые компьютеры, электронное оборудование и программное обеспечение, необходимое для работы системы. Детектор размещают таким образом (см. фиг. 17), чтобы мгновенные гамма-лучи, созданные в результате мгновенного деления, не влияли на измерение активации, и в расчет брался только запаздывающий гамма-спектр. Следовательно, измеряется спектр деления урана запаздывающих гамма-лучей, что дает возможность определить процентную долю обогащения, общее количество урана в граммах и любые отклонения в таблетках в топливном столбе. В соответствии с некоторыми вариантами осуществления для измерения гамма-излучения стержня перед облучением используется детектор гамма-фона. Для повышения точности и для учета возраста топлива этот фон может быть вычтен из сигнала запаздывающих гамма-лучей. Кроме того, предложенное устройство сканирования измеряет запаздывающие нейтроны для последующей обработки данных об обогащении.
На фиг. 14 показана система 1000 активного сканирования согласно фиг. 13, содержащая дополнительные элементы: резервный облучатель 1001 для резервирования и быстрого обслуживания, а также полностью автоматизированное оборудование 1002 для перемещения стержней для автоматической погрузки/выгрузки и автоматического возврата стержней, которые необходимо сканировать повторно. Резервный облучатель может использоваться для устранения опасности, связанной с использованием единственного генератора нейтронов, который может представлять собой элемент, отказ которого приводит к отказу всей системы. В дополнение к устранению этой опасности резервный облучатель также повышает общую готовность устройства сканирования к работе за счет уменьшения времени простоя, вызванного техническим обслуживанием или ремонтом генератора нейтронов. Дополнительное оборудование для перемещения стержней позволит уменьшить степень вмешательства оператора за счет автоматизации процесса погрузки и выгрузки лотка, благодаря чему операторы могут доставлять лотки со стержнями для сканирования в зону погрузки/выгрузки и извлекать лотки со сканированными стержнями из той же зоны. Также дополнительное оборудование для перемещения стержней позволит системе автоматически отправлять в карантин и затем повторно сканировать потенциальные стержни с дефектами.
В соответствии с вариантами осуществления системы активного сканирования, описанной выше, детектор размещают таким образом, чтобы мгновенны гамма-лучи, созданные в результате мгновенного деления, не влияли на измерение активации, и в расчет брался только запаздывающий гамма-спектр.
Несмотря на то, что в соответствии с вариантами осуществления, описанными выше, топливные стержни ядерного реактора были описаны как урановые топливные стержни, настоящее изобретение не ограничивается таким вариантом. В соответствии с другими вариантами осуществления топливные стержни ядерного реактора могут представлять собой плутониевые топливные стержни или топливные стержни, содержащие уран и плутоний. Кроме того, несмотря на то, что в соответствии с вариантами осуществления, описанными выше, в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний, настоящее изобретение не ограничивается таким вариантом. В соответствии с другими вариантами осуществления может использоваться любой известный выгорающий поглотитель, такой как бор.
Используемые в настоящей заявке термины «приблизительно», «около», «по существу» и подобные им термины используются в широком смысле и в обычном общепринятом значении, понятном для специалистов в области техники настоящего изобретения. Специалисту в области техники, к которой относится настоящее изобретение, должно быть понятно после ознакомления с настоящей заявкой, что эти термины используются для описания определенных раскрытых и заявленных признаков, не ограничивая их объем приведенными числовыми диапазонами. Соответственно, эти термины следует рассматривать как указывающие на то, что несущественные или незначительные модификации или изменения объекта, раскрытого и заявленного в настоящем изобретении, также подпадают под его объем, определенный прилагаемой формулой изобретения.
Следует отметить, что термин «приведенный в качестве примера», используемый в настоящем документе для описания различных вариантов осуществления, лишь указывает на то, что такие варианты осуществления представляют собой возможные примеры, воплощения и/или иллюстрации возможных вариантов осуществления (и такой термин не означает, что эти варианты осуществления являются обязательно примечательными или превосходными примерами).
Используемые в настоящем документе термины «сопряженный», «соединенный» и т.п. описывают непосредственное или опосредованное сочленение двух элементов друг с другом. Такое сочленение может быть стационарным (например, постоянным) или динамическим (например, съемным или разъемным). Такое сочленение может быть получено двумя элементами или двумя элементами с любыми дополнительными промежуточными элементами, выполненными заодно в виде единого, цельного объекта друг с другом или с двумя элементами или двумя элементами и любыми дополнительными промежуточными элементами, прикрепленными друг к другу.
Используемые в настоящем документе указания на положения элементов (например, «верхний», «нижний», «над», «под» и т.д.) используются исключительно для описания пространственного положения различных элементов на ФИГУРАХ. Следует отметить, что пространственное положение различных элементов может отличаться в других приведенных в качестве примера вариантах осуществления, и такие отличия входят объем настоящего изобретения.
Важно отметить, что конструкция и расположение системы для активного сканирования топливных стержней ядерного реактор, показанной и/или описанной с использованием различных приведенных в качестве примера вариантов осуществления, является исключительно иллюстративной. Несмотря на то, что в настоящем документе подробно были описаны всего несколько вариантов осуществления, специалистам в области техники после прочтения этого раскрытия будут понятны различные возможные модификации (например, варианты размеров, габаритов, структур, форм и пропорций различных элементов, величин параметров, установочных компоновок, применения материалов, цветов, пространственных положений и т.д.), которые не выходят за пределы новых признаков и преимуществ объекта настоящего изобретения. Например, элементы, изображенные выполненными как единое целое, могут быть выполнены из нескольких деталей или элементов, элементы могут быть поменяны местами или их положения могут быть изменены другим образом, а свойства и количество отдельных элементов или положений может быть изменено. Порядок или последовательность стадий любого процесса или способа может быть изменена в соответствии альтернативными вариантами осуществления. Также в конструкции, условиях функционирования и расположении согласно различным приведенным в качестве примера вариантам осуществления могут быть выполнены другие замены, модификации, изменения и опущения, не выходящие за пределы объема настоящего изобретения.

Claims (47)

1. Система для активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем система содержит:
a) подсистему генератора нейтронов, содержащую
i) генератор нейтронов с электрическим приводом, содержащий ионный источник, ускоритель, камеру и мишень в указанной камере, причем указанный источник ионов и ускоритель выполнены с возможностью производства ионного пучка, который обстреливает указанную мишень и в результате этого производит нейтроны в указанной камере в непрерывном режиме, когда работает указанный генератор нейтронов;
ii) замедлитель, расположенный вокруг указанной камеры и выполненный с возможностью замедления указанных нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов, в результате чего производится поток нейтронов с заданными параметрами; и
iii) канал для первого топливного стержня, расположенный внутри замедлителя, причем канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора и воздействия на первый топливный стержень ядерного реактора указанным потоком нейтронов с заданными параметрами в непрерывном режиме; причем канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, имеющую внутренний слой и наружный слой, и при этом указанный внутренний слой расположен ближе к указанному первому топливному стержню, чем указанный наружный слой, когда указанный первый топливный стержень находится в указанном канале для первого топливного стержня, при этом указанный внутренний слой выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области, и при этом указанный наружный слой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов; и
b) подсистему сканирования, расположенную снаружи указанной подсистемы генератора нейтронов, причем указанная подсистема сканирования содержит
i) множество детекторов излучения и
ii) компьютер, электронные устройства и программное обеспечение для работы указанной подсистемы сканирования, и при этом указанный поток нейтронов с заданными параметрами индуцирует вспомогательное излучение от указанного первого топливного стержня ядерного реактора мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, обнаруживаемые множеством детекторов излучения, таким образом позволяя указанной подсистеме сканирования определять количество делящегося вещества в первом топливном стержне ядерного реактора и пространственное распределение делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
2. Система по п. 1, дополнительно содержащая указанный первый топливный стержень ядерного реактора, причем первый топливный стержень ядерного реактора содержит делящееся вещество и выгорающий поглотитель.
3. Система по п. 1, в которой внутренний слой расположен концентрично относительно наружного слоя.
4. Система по п. 1, в которой внутренний слой выполнен из бериллия.
5. Система по п. 1, в которой выгорающий поглотитель содержит гадолиний или бор.
6. Система по п. 1, в которой поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, содержащий надтепловые нейтроны, и при этом указанные надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения.
7. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой ионный источник представляет собой микроволновой ионный источник или ионный источник на основе электронного циклотронного резонанса (ЭЦР).
8. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой мишень представляет собой твердую мишень, состоящую из по меньшей мере одного из титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия.
9. Система по п. 1, в которой указанный замедлитель, расположенный вокруг указанной камеры, содержит графит или D2O, и при этом указанная подсистема генератора нейтронов дополнительно содержит дополнительный замедлитель, расположенный вокруг замедлителя, который расположен вокруг указанной камеры, причем указанный дополнительный замедлитель содержит полиэтилен.
10. Система по п. 9, в которой камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик.
11. Система по п. 1, дополнительно содержащая канал для второго топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем второго топливного стержня ядерного реактора и воздействия на второй топливный стержень ядерного реактора указанным потоком нейтронов с заданными свойствами в непрерывном режиме, причем указанный поток нейтронов с заданными свойствами представляет собой поток тепловых нейтронов с заданными свойствами, причем канал для второго топливного стержня расположен внутри замедлителя, и при этом указанный поток тепловых нейтронов с заданными свойствами индуцирует вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию во втором топливном стержне ядерного реактора, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения, таким образом позволяя указанной подсистеме сканирования определять количество делящегося вещества и пространственное распределение делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора.
12. Система по любому из пп. 9-11, в которой дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена с содержанием бора 5%.
13. Система по п. 1, дополнительно содержащая по меньшей мере один дополнительный канал для топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем дополнительного топливного стержня ядерного реактора и воздействия на дополнительный топливный стержень ядерного реактора указанным потоком нейтронов с заданными свойствами в непрерывном режиме, причем указанный поток нейтронов с заданными свойствами является потоком надтепловых нейтронов или потоком тепловых нейтронов, причем указанный поток нейтронов с заданными свойствами индуцирует вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию в дополнительном топливном стержне ядерного реактора, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения, таким образом позволяя указанной подсистеме сканирования определять количество делящегося вещества и пространственное распределение делящегося вещества по длине дополнительного топливного стержня ядерного реактора.
14. Способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем способ предусматривает:
генерирование нейтронов с помощью генератора нейтронов с электрическим приводом, содержащего ионный источник, ускоритель и мишень;
замедление нейтронов с помощью замедлителя, расположенного вокруг генератора нейтронов;
размещение первого топливного стержня ядерного реактора в канале для первого топливного стержня, расположенного внутри замедлителя; и
i) при этом канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, имеющую внутренний слой и наружный слой, причем указанный внутренний слой расположен ближе к указанному первому топливному стержню, чем указанный наружный слой,
ii) при этом указанный внутренний слой выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области, и
iii) при этом указанный наружный слой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов;
воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами для индуцирования вспомогательного излучения мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения с помощью множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
15. Способ по п. 14, в котором первый топливный стержень ядерного реактора содержит выгорающий поглотитель.
16. Способ по п. 14 или 15, в котором первый топливный стержень ядерного реактора содержит гадолиний или бор.
17. Способ по любому из пп. 14-16, в котором поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, и надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения.
18. Способ по любому из пп. 14-17, в котором воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами предусматривает поглощение тепловых нейтронов наружным слоем внутренней надтепловой оболочки.
19. Способ по п. 18, дополнительно предусматривающий рассеяние быстрых нейтронов в указанной надтепловой области внутренним слоем внутренней надтепловой оболочки.
20. Способ по любому из пп. 14-19, дополнительно предусматривающий:
размещение второго топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в канале для второго топливного стержня;
воздействие на второй топливный стержень ядерного реактора потоком тепловых нейтронов с заданными свойствами для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и обнаружение вспомогательного излучения второго топливного стержня ядерного реактора с помощью по меньшей мере одного из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора.
21. Способ по п. 20, в котором канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой состоит из полиэтилена; и способ дополнительно предусматривает уменьшение плотности надтепловых нейтронов с помощью внутреннего слоя и наружного слоя внутренней тепловой оболочки.
22. Способ по любому из пп. 14-19, дополнительно предусматривающий:
размещение топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в по меньшей мере одном дополнительном канале для топливного стержня; воздействие на топливный стержень ядерного реактора потоком надтепловых нейтронов с заданными свойствами или потоком тепловых нейтронов для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и
обнаружение вспомогательного излучения топливного стержня ядерного реактора по меньшей мере другим из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора.
23. Способ по любому из пп. 14-20, в котором мишень представляет собой твердую мишень, содержащую атомы дейтерия, и в котором генерирование нейтронов с помощью генератора нейтронов с электрическим приводом предусматривает обстрел твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия для генерирования нейтронов в результате термоядерной реакции дейтерий–дейтерий.
24. Способ по п. 23, дополнительно предусматривающий восполнение атомов дейтерия, содержащихся в твердой мишени, за счет облучения твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия.
25. Способ по п. 24, в котором твердая мишень состоит из по меньшей мере одного из титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия.
26. Способ по любому из пп. 14-25, в котором замедлитель содержит камеру, расположенную вокруг мишени, замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный вокруг замедлителя нейтронов, и в котором замедление нейтронов с помощью замедлителя предусматривает применение замедлителя нейтронов для замедления до тепловой скорости нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов с электрическим приводом, и поглощение замедленных до тепловой скорости нейтронов дополнительным замедлителем нейтронов.
27. Способ по п. 26, в котором замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, состоит из графита, D2O или полиэтилена, и в котором дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена.
28. Способ по п. 26 или 27, в котором камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик.
29. Способ по п. 28, в котором камера представляет собой камеру Fluorinert, содержащую жидкость Fluorinert.
RU2018145437A 2016-06-09 2017-06-09 Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора RU2749836C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201662347969P 2016-06-09 2016-06-09
US62/347,969 2016-06-09
PCT/US2017/036744 WO2018067208A2 (en) 2016-06-09 2017-06-09 System and method for performing active scanning of a nuclear fuel rod

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2018145437A RU2018145437A (ru) 2020-07-09
RU2018145437A3 RU2018145437A3 (ru) 2020-10-15
RU2749836C2 true RU2749836C2 (ru) 2021-06-17

Family

ID=60574073

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018145437A RU2749836C2 (ru) 2016-06-09 2017-06-09 Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора

Country Status (9)

Country Link
US (2) US10896768B2 (ru)
EP (1) EP3469341B1 (ru)
JP (1) JP6993356B2 (ru)
KR (1) KR102398911B1 (ru)
CN (1) CN109690300B (ru)
BR (1) BR112018075461B1 (ru)
DK (1) DK3469341T3 (ru)
RU (1) RU2749836C2 (ru)
WO (1) WO2018067208A2 (ru)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101906854B1 (ko) * 2017-07-25 2018-10-11 한전원자력연료 주식회사 이동형 핵연료 집합체 구조 변형 측정장비
US10838087B2 (en) * 2018-12-20 2020-11-17 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for real-time measurement of fissile content within chemical and material handling processes
CN109752396B (zh) * 2018-12-28 2021-07-20 中核北方核燃料元件有限公司 燃料棒x射线检测用压合式自动旋转装置
CN109949952B (zh) * 2019-04-02 2024-04-05 中国科学院高能物理研究所 核燃料棒富集度无源检测系统
CN109949953B (zh) * 2019-04-02 2021-07-13 中国科学院高能物理研究所 核燃料棒富集度无源检测系统及富集度重构方法
KR20230038408A (ko) 2019-10-11 2023-03-20 비더블유엑스티 뉴클리어 에너지 캐나다 인코포레이티드 결함이 있는 연료 다발 위치확인 시스템
CN111736201B (zh) * 2020-05-25 2023-11-14 中国核电工程有限公司 一种核燃料棒有源检测系统及方法
CN111816334A (zh) * 2020-07-20 2020-10-23 中国核动力研究设计院 一种辐照监督管

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3636353A (en) * 1968-05-13 1972-01-18 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons
US3728544A (en) * 1970-07-24 1973-04-17 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
US4902467A (en) * 1988-08-31 1990-02-20 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
US20070237281A1 (en) * 2005-08-30 2007-10-11 Scientific Drilling International Neutron generator tube having reduced internal voltage gradients and longer lifetime
KR20100076487A (ko) * 2008-12-26 2010-07-06 한전원자력연료 주식회사 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기
KR20100119194A (ko) * 2009-04-30 2010-11-09 한국원자력연구원 펄스형 ｄ-ｄ 중성자 발생장치를 이용한 핵연료봉 농축도 비파괴 검사방법
US20130129027A1 (en) * 2011-11-21 2013-05-23 Richard Harris Pantell High Flux Neutron Source
RU2555363C2 (ru) * 2009-11-06 2015-07-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления
WO2015199770A2 (en) * 2014-03-19 2015-12-30 Phoenix Nuclear Labs Llc Fast burst and steady-state intense neutron source

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1912982A1 (de) * 1969-03-14 1970-10-01 Interatom Vorrichtung zur zerstoerunsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Pruefkoerper
US3707631A (en) * 1970-04-02 1972-12-26 Nat Nuclear Corp Nuclear fuel assay system
US3786256A (en) * 1971-11-18 1974-01-15 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for nuclear fuel assay with a neutron source and coincident fission neutron detectors
US3755675A (en) * 1972-11-03 1973-08-28 Atomic Energy Commission Nondestructive analysis of fuel pins
CN85105433A (zh) * 1984-07-02 1987-01-14 西屋电气公司 燃料组件
JPS61144223A (ja) 1984-12-18 1986-07-01 Sankyo Alum Ind Co Ltd 複合湾曲形材の製造方法
JPS646849A (en) * 1987-06-30 1989-01-11 Nippon Atomic Ind Group Co Fuel rod inspection apparatus
US4902647A (en) 1988-10-21 1990-02-20 The United States Of American As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration Surface modification using low energy ground state ion beams
JPH02222885A (ja) * 1989-02-14 1990-09-05 Toshiba Corp 核燃料物質の非破壊分析方法およびその装置
JPH04289497A (ja) * 1991-03-18 1992-10-14 Toshiba Corp 核分裂性物質の測定方法およびその測定装置
JPH0824573B2 (ja) 1992-07-28 1996-03-13 カゴメ株式会社 キチナーゼ、キチナーゼ遺伝子及びキチナーゼの製法
CN1032833C (zh) * 1992-12-26 1996-09-18 天津纺织工学院 中子和γ射线辐射屏蔽材料
US5703371A (en) * 1996-08-12 1997-12-30 General Electric Company Modified notched energy filter neutron radiography camera for non-destructive determination of hydrogen content of irradiated BWR fuel elements
US7139349B2 (en) * 2001-03-16 2006-11-21 The Regents Of The University Of California Spherical neutron generator
US7342988B2 (en) * 2002-02-06 2008-03-11 The Regents Of The University Of California Neutron tubes
CN1834632B (zh) * 2006-04-17 2011-03-16 南京大陆中电科技股份有限公司 基于脉冲快热中子瞬发伽玛射线分析技术的水泥物料成份在线检测系统
CN101090007B (zh) * 2006-06-16 2010-09-15 秦山第三核电有限公司 破损燃料定位检测方法
JP2008202942A (ja) * 2007-02-16 2008-09-04 Kyoto Univ 核融合中性子生成装置
RU2496285C2 (ru) 2007-12-28 2013-10-20 Фоникс Нуклие Лэбс ЛЛС Источник протонов или нейтронов высокой энергии
US8050377B2 (en) * 2008-05-01 2011-11-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation target retention systems, fuel assemblies having the same, and methods of using the same
CN201359858Y (zh) * 2008-11-27 2009-12-09 中国核电工程有限公司 252Cf中子活化核燃料棒235U富集度及均匀性检测装置装源棒
CN201378438Y (zh) * 2009-03-04 2010-01-06 中国核电工程有限公司 一种252Cf中子活化核燃料棒232U富集度及均匀性的γ射线测量探测器
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
DK2513640T3 (da) 2009-12-15 2020-04-27 Phoenix Llc Fremgangsmåde og indretning til at udføre aktiv neutroninterrogation af containere
KR101076391B1 (ko) * 2009-12-23 2011-10-25 한국수력원자력 주식회사 핵연료봉 비파괴 검사장치
CN102590252A (zh) * 2012-02-27 2012-07-18 长春工业大学 用d-d中子发生器快速检测铁矿石铁含量的装置
CA2916920A1 (en) 2013-07-09 2015-01-15 Joseph D. Sherman High reliability, long lifetime negative ion source

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3636353A (en) * 1968-05-13 1972-01-18 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons
US3728544A (en) * 1970-07-24 1973-04-17 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
US4902467A (en) * 1988-08-31 1990-02-20 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
US20070237281A1 (en) * 2005-08-30 2007-10-11 Scientific Drilling International Neutron generator tube having reduced internal voltage gradients and longer lifetime
KR20100076487A (ko) * 2008-12-26 2010-07-06 한전원자력연료 주식회사 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기
KR20100119194A (ko) * 2009-04-30 2010-11-09 한국원자력연구원 펄스형 ｄ-ｄ 중성자 발생장치를 이용한 핵연료봉 농축도 비파괴 검사방법
RU2555363C2 (ru) * 2009-11-06 2015-07-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Система и способы регулирования реактивности в реакторе ядерного деления
US20130129027A1 (en) * 2011-11-21 2013-05-23 Richard Harris Pantell High Flux Neutron Source
WO2015199770A2 (en) * 2014-03-19 2015-12-30 Phoenix Nuclear Labs Llc Fast burst and steady-state intense neutron source

Also Published As

Publication number Publication date
CN109690300B (zh) 2022-06-03
EP3469341A2 (en) 2019-04-17
KR20190039073A (ko) 2019-04-10
US20170358375A1 (en) 2017-12-14
RU2018145437A (ru) 2020-07-09
US20210280329A1 (en) 2021-09-09
CN109690300A (zh) 2019-04-26
BR112018075461A2 (pt) 2019-03-19
US10896768B2 (en) 2021-01-19
RU2018145437A3 (ru) 2020-10-15
EP3469341A4 (en) 2020-03-04
KR102398911B1 (ko) 2022-05-17
US11728055B2 (en) 2023-08-15
JP6993356B2 (ja) 2022-01-13
WO2018067208A2 (en) 2018-04-12
BR112018075461B1 (pt) 2023-01-17
WO2018067208A3 (en) 2018-05-17
EP3469341B1 (en) 2021-04-21
JP2019517678A (ja) 2019-06-24
DK3469341T3 (en) 2021-06-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2749836C2 (ru) Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора
US7897934B2 (en) Process for neutron interrogation of objects in relative motion or of large extent
JP6661525B2 (ja) 中性子発生装置
KR100988574B1 (ko) 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기
Lomonaco et al. An intrinsically safe facility for forefront research and training on nuclear technologies—Burnup and transmutation
US20180137945A1 (en) Systems and methods for assaying nuclear fuel
Abdurrahman et al. Spent-fuel assay performance and Monte Carlo analysis of the Rensselaer slowing-down-time spectrometer
Araújo et al. Flux and dose rate evaluation of iter system using MCNP5
Tsuchiya et al. Development of neutron resonance transmission analysis as a non-destructive assay technique for nuclear nonproliferation
Chichester et al. Neutron resonance transmission analysis (NRTA): initial studies of a method for assaying plutonium in spent fuel
KR101687652B1 (ko) 중성자 감속시간 이용 핵분열성 물질 정량분석 장치
Wu et al. 235U enrichment detection system for nuclear fuel rod based on compact DD neutron generator
Eleon et al. Status of the nuclear measurement stations for the process control of spent fuel reprocessing at AREVA NC/La Hague
Rataj et al. Application of the Source-Jerk method using a neutron generator in a subcritical reactor
Ogawa et al. Demonstration of aneutronic p-11B reaction in a magnetic confinement device
Yamanaka Effective Delayed Neutron Fraction in Subcritical States
Bakalyarov et al. Optimization of the extraction facilities of an electron accelerator–bremsstrahlung source for the pulsed photonuclear method
Bieńkowska et al. Physical assumptions for a design of the DET-12 chamber for detection of delayed neutrons
Shi et al. China ADS sub-critical experimental assembly—Venus-1 and preliminary experiment
Dioni et al. A multipurpose fast neutron beam capability at the MASURCA facility
Shiroya et al. Experimental Study on Accelerator Driven Subcritical Reactor in the Kyoto University Critical Assembly (kuca)
Fridström Response of the Gamma TIP Detectorsin a Nuclear Boiling Water Reactor
Lee et al. Design of Lead Spectrometer for Spent Fuel Fissile Assay
ZHAO et al. Monitoring method of neutron flux for the spallation target used in an accelerator driven sub-critical systems
Zhao et al. ICONE23-1172 ON THE MEASUREMENT OF INCORE NEUTRON FLUX IN ACCELERATOR DRIVEN SUB-CRITICAL SYSTEMS