SE450308B - Sett att bestemma innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement - Google Patents

Sett att bestemma innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement

Info

Publication number
SE450308B
SE450308B SE7906612A SE7906612A SE450308B SE 450308 B SE450308 B SE 450308B SE 7906612 A SE7906612 A SE 7906612A SE 7906612 A SE7906612 A SE 7906612A SE 450308 B SE450308 B SE 450308B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
fuel
zone
gamma ray
count
corrected
Prior art date
Application number
SE7906612A
Other languages
English (en)
Other versions
SE7906612L (sv
Inventor
S P Arya
L N Grossman
Jr F C Schoenig
Original Assignee
Gen Electric
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 Gen Electric filed Critical Gen Electric
Publication of SE7906612L publication Critical patent/SE7906612L/sv
Publication of SE450308B publication Critical patent/SE450308B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/063Burn-up control
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

450 308 en isotop av lågt reglervärde (neutronabsorptionskapacitet).
Denna användning av brännbart gift minskar den erforderliga insatsen av mekanisk reglering, och genom lämpligt arrange- mang av det brännbara giftet kan förbättringar i energifördel- ningen uppnås.
Sådana brännbara gift införlivas ofta i bränsleelementen i en blandning med valda delar av kärnbränslet. Såsom för det klyvbara bränsleinnehållet kan det brännbara giftinnehållet i ett bränsleelement varieras från zon till zon längs dess längd.
Ett zonarrangemang av brännbart gift visas exempelvis i den amerikanska patentskriften 3,799,839.
Det är för kvalitetsreglerings- och identifikationsända- mål under kärnbränslehanterings- och bränsleelement- och bräns- leaggregattillverkningsprocesserna önskvärt att ha tillgång till snabba, icke destruktiva metoder för noggrann bestämning av mängden, anrikningen och belägenheten av det klyvbara bräns- let längs ett bränsleelements längd. A En tidig metod att icke-destruktivt bestämma den rela- tiva klyvbara koncentrationen eller bränslematerialets anrik- ning kan betecknas såsom "passiv avsökning". En sådan metod är baserad på den kvantitativa detekteringen av gammastrålar av karaktäristisk energi, som utsändes under ett klyvbart materials, exempelvis U-235, naturliga radioaktiva sönderfall. En sådan metod diskuteras av G.H. Morrison et al i en artikel betitlad “Determination of Uranium~235 by Gamma Scintillation Spectro- metry", i Analytical Chemistry, Vol. 29, No. 12, december l957, sidorna 1770 ochl77l.
Den vidare utvecklingen av denna passiva avsökningsmetod för anrikningsmätning innefattar en korrektion av U-235- indikeringen baserad på detekteringen av gammastrålar, som ut- sändes av dotterprodukter av U-238. Sätt och anordningar för sådan korrektion diskuteras exempelvis av C.N. Jackson, Jr., i en artikel betitlad "Enrichment Tester for 0.15 to 3.0 Weight Per Cent U-235 Uranium Fuel" i Materials Evaluation, augusti l966, sidorna 431-435, och av J.T. Russel i den amerikanska patentskriften 3,389,254.
Eftersom U-235 har en relativt lång halveringstid är dess spontana sönderfallshastighet och den därav följande gamma- 450 508 stråleemissionen låga. På grund härav och på grund av gamma- stråleemissionens statistiska natur är de avsökningstider, som erfordras för noggrann U-235-bestämning genom passiv avsökning olämpligt lång för begagnande för produktionsbränsle, särskilt för bränslematerial av låg anrikning. Det har exempelvis be- funnits, att bränsleelement av en längd av storleksordningen av 4,5 m och innehållande bränsle av en anrikning av 2-3 %, erfordrar en avsökningstid av storleksordningen av 40 min., då en enda gammastråledetektor begagnas för erhållande av lämp- lig noggrannhet för anrikningsmätning.
Produktiviteten kan ökas (d.v.s. avsökningstiden för bränsleelementen kan minskas) genom begagnande av ett fler- tal gammastrâledetektorer, som är anordnade i serie intill det avsökta bränsleelementet. Gammastråleräkningarna från detekto- rerna, som kan tillskrivas varje lokalt avsnitt av bränsleele- mentet, ackumuleras och summeras, varigenom den för en given noggrannhet erforderliga avsökningstiden minskas i proportion till kvadratroten ur antalet begagnade detektorer. Ett arrange- mang av ett flertal strålningsdetektorer för sortering av strål- ningsemitterande material visas av F.T. Holmes i den amerikans- ka patentskriften 2,7l7,693.
Ett sätt att samtidigt och icke-destruktivt bestämma anrikningen och det klyvbara innehållet i bränslematerial kan betecknas "aktiv avsökning". Vid utövande av denna metod föres bränsleelementet förbi en smal stråle neutroner av vald energi, och gammastrålning från successiva, lokala delar av elementet till föredragen neutroninducerad fission av det klyvbara ma- terialet, exempelvis U-235, detekteras. Strâlningsräkningen från varje lokal del är en funktion av intensiteten av neutronak- tiveringsstrålen och koncentrationen av U-235 i den lokala de- len. Aktiva anordningar för analys av det klyvbara innehållet beskrives i exempelvis den tyska patentpublikationen l,923,983 (publicerad den 20 november 1969) och av R.A. Pritchett i den amerikanska patentskriften 3,0l8,734.
Anordningar för aktiv avsökning har kommit till använd- ning vid kommersiella kärnbränsletillverkningsanläggningar p.g.a. noggrannheten i bestämningarna av det klyvbara inne- hållet och anrikningen och den gynnsamma avsökningshastighet 450 308 som uppnås. För bränsleelement, som innehåller ett brännbart gift blandat med bränslematerial har emellertid neutronakti- verings- eller den aktiva avsökningen icke befunnits effektiv.
Sådana bränsleelement kan innehålla brännbart gift, exempelvis gadolinium i mängderav storleksordningenï-10 viktsprocent. Så- dana mängder gadolinium gör bränslepelletten eller kroppen vä- sentligen ogenomtränglig för neutroner, d.v.s. aktiverings- neutronerna absorberas av det brännbara giftet vid kroppens yta och tränger icke in i tillräcklig mån för att i tillräck- lig mån aktivera det klyvbara materialet. Vidare tenderar va- riabiliteten i koncentrationen av det brännbara giftet längs bränslestaven att maskera mätningen av innehållet av klyvbart bränsle.
För närvarande tillämpad kvalitetsregleringsteknik för bestämningen av anrikningen och innehållet av klyvbart mate- rial för gadoliniuminnehâllande bränsle innefattar destruktiv mätning av vad som antages vara representativa prov och är mindre önskvärd, eftersom man icke erhåller direkt mått och eftersom de är dyrbara och arbetsintensiva.
Sålunda föreligger ett behov av icke destruktiva metoder och organ för snabb, noggrann och samtidig bestämning av inne- hållet av klyvbart material, anrikningen och läget för bränsle- material, som även kan innehålla mängder av brännbart gift.
Enligt föreliggande uppfinning avsökes ett bränsleelement ge- nom att det föres förbi en eller flera detektorer, som är an- ordnade att reagera för gammastrålar, som utsändes från bränsle- materialet till följd av naturligt radioaktivt sönderfall. Pul- ser från detektorerna, vars styrkor är proportionella mot gamma- strålarnas energi, tillföres pulshöjdanalysatorer och delas i två kanaler i enlighet med på förhand bestämda energiområden.
Pulserna i varje kanal räknas, och räkningarna lagras i mot- svarighet till sekvenszoner längs bränsleelementet. En kanal innehåller räkningen av gammastrålar, som primärt kan tillskri- vas det klyvbara materialet (exempelvis U-235), medan den and- ra kanalen innehåller räkningen av de gammastrålar (av annan energi), som primärt kan tillskrivas dotterprodukterna av U-238.
Organ är anordnade för bestämning av innehållet av det 450 508 brännbara giftet (exempelvis gadolinium), bränslematerialdensi- teten och beklädnadstjockleken vid varje zon, och räkningarna för det klyvbara materialet och dotterprodukterna korrigeras i enlighet härmed. I Räkningarna för det klyvbara materialet (U-235) korri- geras därefter ytterligare för avlägsnande av inverkan av den korrigerade räkningen av dotterprodukterna av U-238, och av den sålunda korrigerade räkningen för U-235 bestämmes vikts- procenten U-235 i varje zon.
Av viktsprocenten U-235, viktsprocenten gadolinium och densiteten och bränslematerialet i zonerna samt zonernas voly- mer kan vikten av U-235 i varje zon bestämmas.
Uppfinningen förklaras närmare i det följande med hän- visning till bifogade ritningar. _ Fig. l exemplifierar ett bränsleelement, som uppvisar variationer från zon till zon i innehållet av brännbart gift och bränsleanrikningen axiellt längs dess längd, fig. 2 belyser i funktionsdiagramform ett arrangemang för utförande av sättet enligt uppfinningen, och fig. 3 är en uppställning av data, som erhållits vid prövning av ett exemplifierande bränsleelement enligt upp- finningen.
För belysning av det problem, som löses av uppfinningen visar fig. l ett exemplifierande bränsleelement 10, där bränsle- anrikningen och mängden brännbart gift varierar från zon till zon längs bränsleelementet. vid det visade exemplet sammanfal- ler ändringarna i anrikning och innehållet av brännbart gift, d.v.s. såväl anrikningen som innehållet av brännbart gift är konstant i varje given zon. Detta är ett typiskt arrangemang men är icke något krav med avseende på uppfinningen, d.v.s. anrikningen skulle kunna variera inom en zon med brännbart gift eller vice versa.
Ett exempel på en anordning för utförande av sättet enligt uppfinningen belyses i funktionsdiagramform i fig. 2.
De tidsstyrnings-, regler-, lagrings- och beräkningsfunktioner, som illustreras i fig. 2, utföres normalt medelst en på lämp- ligt sätt programmerad databehandlingsanordning såsom är väl- känd för fackmannen. 450 308 Ett bränsleelement 10, som skall avsökas, innefattar i typfallet en kolonn av bränslepelletter, som är ineslutna i ett beklädnadsrör av en zirconiumlegering med en ytterdiameter av ungefär 12,7 mm och en väggtjocklek av storleksordningen 0,80 mm. Bränslekolonnens längd är i typfallet av storleks- ordningen 3,5 m. Bränsleelementet 10 drives och styres genom avsökningsstationen medelst exempelvis ett flertal lämpligt placerade spårförsedda hjul 12, av vilka ett eller flera dri- ves av en stegmotor l4, vilken regleras medelst en lämplig drivkrets 16. Drivkretsen 16 mottager påverkningsreglersig- naler Cl från en huvudtidsstyrnings- och regleranordning l8.
Längs bränsleelementets l0 väg är ett flertal bränsle- elementlägesavkännare 20 placerade, vilka kan utgöras av kända fotoelektriska anordningar för pulsat infrarött ljus (sådana anordningar kan exempelvis erhållas från OPCON Inc., Everett, Washington). Signaler Pl-Pn från avkännarna 20 tillföres tids- styrnings- och regleranordningen l8 för reglering av stegmo- torpåverkningssignalens Cl frekvens och därmed hastigheten för breänsleelementet genom avsökningsstationen.
Enligt ett arbetssätt bestämmes och identifieras ett flertal sekvenszoner av på förhand bestämd längd av bränsle- materialet i elementet l0 medelst stavpositionsavkännarsigna- ler och medelst den på förhand bestämda bränsleelementhastig- heten, och ett zonidentifieringsmönster av signaler upprättas i tidsstyrnings- och regleranordningen 18. Zonernas längder kan väljas godtyckligt. Exempelvis kan varje zon omfatta flera bränslepelletter eller kan den motsvara längden av en bränsle- pellett, varvid innehållet av klyvbart bränsle i varje pellet bestämmes, eller kan varje zon utgöra en del av längden av en bränslepellet, där högre grad av granskning av innehållet av det fissila bränslet önskas (ett alternativt zonbestämnings- sätt, som är baserat på fördelningen av brännbart gift i bräns- let, beskrives nedan).
Längs bränsleelementet l0 är även placerade: en bekläd- nadsväggtjockleksavkännare 22, en bränslematerialdensitets- avkännare 24, en avkännare 26 för avkännande av innehållet av brännbart gift samt ett flertal gammastråledetektorer 42(l) - 42(n). 450 308 Beklädnadsväggtjockleksavkännaren 22 kan vara av vilken som helst lämplig typ, exempelvis en ultraljudvåganordning, som bestämmer väggtjockleken genom detektering av tidsinter- vallet mellan vågreflektionerna från beklädnadens ytter~ och innerytor (sådana anordningar kan exempelvis erhållas från Sonic Instrument Inc., Trenton, New Jersey).
Signaler från väggtjockleksavkännaren 22 digiteras lämp- ligen (om de icke redan föreligger i digital form) genom en analog- digitalomvandlare 30 samt lagras zon för zon för på- följande användning i en lagringsenhet 32, varvid zonidentifie- ringsinformationen erhålles från regleranordningen 18 över en förbindelse C (även om den visas såsom en enda förbindelse ger 2 givetvis förbindelserna C -Cn mellan regleranordningen 18 och arrangemangets övriga element ett antal tidsstyrnings~, regler- och informationssignalvägar, som erfordras i varje fall).
Lämpligen tages väggtjockleksvärdena från avkännaren 22 under reglering av periodiska klocksignaler från reglerkret- sen l8 (exempelvis med mellanrum av 5 mm längs bränsleelementet). och lagringsenheten 32 innefattar organ för behandling av dessa väggtjocklekssignaler för bestämning av den genomsnittliga vägg- tjockleken längs varje zon, varigenom signaler, som represen- terar den genomsnittliga väggtjockleken vid varje zon, lagras för senare användning.
Bränslematerialdensitetsavkännaren 24 kan utgöras av ett känt gammastråledensitometerarrangemang innefattande en lämplig gammastrålkälla och en gammastråldetektor, placerade på ömse sidor om bränsleelementet. Gammastrålen dämpas under sin passage genom bränsleelementet i proportion till bränsle- materialets densitet, och sålunda är utsignalen från gamma- stråledetektorn monotont relaterad till bränslematerialdensi- teten.
Signaler från densitetsavkännaren 24 digitaliseras lämp- ligen medelst en analog- digitalomvandlare 34 och lagras zon för zon för påföljande användning i en lagringsenhet 36, varvid zonidentifieringsinformationen erhålles från regleran- ordningen 18 över en förbindelse C3.
Lämpligen tages bränslematerialdensitetsvärdena från avkännaren 24 under reglering av periodiska klocksignaler från 450 308 reglerkretsen 18 (exempelvis med mellanrum av 5 mm längs bräns- leelementet),och lagringsenheten 36 innefattar ett signalut- jämningsorgan, varigenom signaler, som representerar genom- snittsdensiteten för bränslematerialet i varje zon lagras för senare användning.
Avkännaren 26 för avkännande av innehållet av brännbart gift kan utgöras av den magnetiska typ, vid vilken mängderna och fördelningen av ett paramagnetiskt brännbart gift, exempel- vis gadoliníum, bestämmes av ändringarna i det paramagnetiska susceptibilitetstalet, medan bränsleelementet föres genom ett magnetfält.
Signaler från avkännaren 26 digitalieras lämpligen medelst en analog- digitalomvandlare 38, och det genomsnittli- ga innehållet av brännbart gift i varje zon bestämmes och lag- ras för senare användning medelst en lämplig lagringsenhet 40.
Gammastråledetektorer för detektering av de gammastrå- lar, som utsändes från bränslematerialet till följd av det naturliga radioaktiva sönderfallet visas i fig. 2 i form av avkännare 42(l)-42(n). Lämpligen utgöres gammastråleavkännarna 42(l)-42(n) av den scintillatortyp, som exempelvis består av skivor av scintillatormaterial, exempelvis natriumjodid av en tjocklek av storleksordningen 1,3 cm och en ytterdia- meter av ca 4 cm samt försedda med ett centralt hål för bränsle- elementet 10. Scintillatorskivorna är kopplade till fotomulti- _ plikatorrör för detektering av scintillationerna och omvand- ling av dessa till elektriska pulser. Detektorerna kan vara av fasttillståndstyp, exempelvis litiumdríftatgermanium eller intrinsisktgermanium. Detektorerna 42(l)-42(n) innefattar även de erforderliga förförstärkarna och pulsformarna. Sådana detek- torer och olika andra aspekter av strålningsdetektering och -mätning diskuteras exempelvis av W.J. Price i "Nuclear Radia- tion Detection", McGram Hill Book Company, 1964.
Signalerna från vardera av detektorerna 42(l)-42(n) till- föres parallellt ett par av kanalanalysatorer 44 och 44', som har till syfte att separera pulserna från detektorerna i två grupper, nämligen de pulser, som erhålles av gammastrâleenergi motsvarande en karaktäristisk energitopp för det klyvbara ma- terialet, och de pulser, som erhålles från gammastrålar av ener- 450 snö gi, som är högre än denna karaktäristiska energitopp.
Analysatorerna 44 och 44' är sålunda väsentligen för- stärkarkretsar med övre och nedre ingângströsklar, varigenom kretsens gensvar begränsas till ett på förhand bestämt ampli- tudområde eller ett "fönster", som bestämmes av tröskelvärdes- inställningarna. Sådana analysatorer är välkända och diskute- ras exempelvis i den amerikanska patentskriften 3,ll4,835 och kan kommersiellt erhållas från exempelvis Tennelec Instrument Company, Inc., Oak Ridge, Tennessee såsom Analyzer Model TC 214.
Enligt uppfinningen justeras, då det klyvbara materialet är U-235, analysatorerna 44 så, att de reagerar för detektor- pulser från gammastrålar, vars energi ligger i området ungefär l55-220 Kev, så att sålunda toppen 184 Kev för U-235 innefat- tas. Analysatorerna 44' justeras så, att de reagerar för detek- torpulser från gammastrålning, vars energi ligger i området 245-ll90 Kev och förorsakas av radioaktiva döttrar till U-238, varigenom en U-238-dotterkorrektionsräkning kan åstadkommas.
Utpulssignalerna från analysatorerna 44 och 44' tillfö- res respektive pulsräknare 46 och 46', där räkningar av pulser- na ackumuleras. Under reglering av klockpulser över förbindel- serna C5 från reglerkretsarna l8 tillföres räkningarna i räk- ningarna 45 och 46' periodiskt (exempelvis var 300:e ms) respektive ackumulerings- och lagerenhet 48 och 48', och åter- ställes räknarna 46 och 46'.
Ackumulerings- och lagringsenheterna 48 och 48' mottager zonidentifieringsinformation över förbindelserna C6 från reg- lerkretsen l8, varigenom U-235-räkningar från räknaren 46 mottages och lagras zon för zon i enheten 48 och U-238-dotter- räkningarna mottages och lagras zon för zon i enheten 48'.
Då de seriellt anordnade multipla detektorerna 42(l)-42(n) var och en avsöker var och en av bränslematerialzonerna i följd, ackumuleras U-235- och U-238-dotterräkningarna från var och en av detektorerna för var och en av zonerna i ackumu- lerings- och lagringsenheterna 48 och 48'. Sedan avsökningen av bränsleelementet 10 slutförts, har sålunda enheterna 48 och 48' ackumulerat U-235- och U-238-dotterräkningarna för var och en av zonerna från var och en av detektorerna 42(l)-42(n). 450 308 - 10 Såsom tidigare nämnts diskuteras begagnandet av multipla detektorer och ackumuleringen av räkningarna från dessa för minskning av avsökningstiden i den amerikanska patentskriften 2,7l7,693.
Sedan avsökningen av bränsleelementet 10 av detektorerna 42(l)-42(n) och ackumuleringen och lagringen av U-235- och U-238-dotterräkningarna i enheterna 48 och 48' slutförts, ut- föres en serie korrektioner, nämligen korrektion av U~235- och U-238-dotterräkningarna för beklädnadsväggtjockleken, bränsle- materialdensiteten och innehållet av brännbart gift samt korri- geras vidare för U-235-räkningen med den korrigerade U-238- dotterräkningen. Dessa korrektionsfunktioner kan utföras med välkända databehandlingsorgan, som visas i fig. 2 såsom funk- tionskretsarna 50, 50', 52, 52', 54, 54' och 56. Förbindelserna C7-C10 från tidsstyrnings- och reglerkretsen 18 för lämpliga reglersignaler till funktionskretsarna.
Vid korrektionerna av U-235- och U-238-dotterräkningarna för väggtjocklek, densitet och innehåll av brännbart gift före- drages användandet av värden, som är proportionella mot avvikel- sen av dessa kvantiteter från deras konstruktionsvärden, visat i fig. 2 såsom insignaler dw, dd och dp till funktionskretsar- na 50 och 50', 52 och 52' och 54 och 54'. Avvikelsesignalerna dw, dd och dp erhålles på följande sätt: konstruktionsvärdena för beklädnadsväggtjockleken, bränslematerialets densitet och innehållet av brännbart gift i varje zon införes och lagras i en lagringsenhet 58. När de lagrade, uppmätta värdena för väggtjocklek, densitet och innehållet av brännbart gift tages ut ur lagringsenheterna 32, 36 och 40 tillföres de jämte mot- svarande konstruktionsvärden från lagringsenheten 58 respekti- ve jämförelsekretsar såsom differentialförstärkare 60, 62 och 64 varigenom avvikelsesignalerna dw, dd och dp erhålles.
Korrigeringen av U-235- och U-238-dotterräkningarna sker på följande sätt: U-235- och U-238-dotterräkningarna ta- ges ut ur lagringsenheterna zon'för zon och parallellt, varvid den okorrigerade U-235-räkningen betecknas räknesignal Ar och' den okorrigerade U-238-dotterräkningen betecknas en räknesig- nal Br.
Räkningen Ar och signalen dw tillföres funktionskret- sen 50, som ger en utgående räknesignal av Aw enligt följande: (l) 450 308 ll AR Aw = ---- där eKldw Aw är U-235-räkningen korrigerad för bekläd- nadsväggtjockleken, Ar är den okorrigerade U-235-räkningen, e är basen i det naturliga logaritmsystemet, dw är väggtjocklekens avvikelse från konst- ruktionsvärdet, och Kl är en väggtjocklekskorrektionskonstant.
(Konstanterna Kl-Kll definieras var för sig nedan).
Räkningen Br och signalen dw tillföres funktionskretsen 50', som ger en uträknesignal Bw enligt följande förhållande: Br Bw = ---- där eK4dw Bw är U-238-dotterräkningen korregerad för beklädnadsväggtjockleken, Br är den okorrigerade U-238-dotterräk- ningen, och K4 är en väggtjocklekskorrektionskonstant.
Räkningen Aw och signalen dd tillföres funktionskretsen 52, som ger en utgående räknesignal Awd enligt följande för- hållande: (3) Aw Awd = ---- där l+K2dd Awd är U-235-räkningen korrigerad för be- klädnadsväggtjockleken och bränslematerial- densiteten, dd är bränslematerialdensitetens avvikelse från konstruktionsvärdet, och 450 508 12 K2 är en densitetskorrektionskonstant.
Räkningen Bw och signalen dd tillföres funktionskret- sen 52', som ger en utgående räknesignal Bwd enligt följande förhållande: BW (4) Bwd = í-ï: där l+K5dd Bwd är U-238-dotterräkningen korrigerad för beklädnadsväggtjockleken och bränslematerial- densiteten, och K5 är densitetskorrektionskonstant.
Räkningen Awd och signalen dp tillföres funktionskret- sen 54, som ger en utgående räknesignal Awdp enligt följande förhållande: Awd (5) Awdp = ---- där l+K3dp Awdp är U-235-räkningen korrigerad för beklädnadsväggtjockleken, bränslematerial~ densiteten ocn innehållet av brännbart gift, dp är avvikelsen för innehållet av bränn- bart gift från konstruktionsvärdet, och K3 är en korrektionskonstant för inne- hållet av brännbart gift.
Räkningen Bwd och signalen dp tillföres funktionskret- sen 54', som ger en utgående räknesignal Bwdp enligt följande förhållande: _ Bwd - (6) Bwdp = ---- där l+K6dp Bwdp är U-238-dotterräkningen korrigerad för beklädnadsväggtjockleken, bränslematerial- densiteten och innehållet av brännbart gift, och 45Û óUö 13 - K6 är en korrektionskonstant för innehål- let av brännbart gift.
Räkningarna Awdp och Bwdp tillföres funktionskretsen 56, som ger en utgående räknesignal Ac enligt följande för- hållande: (7) Ac = Awdp - K7Bwdp där Ac är den slutligt korrigerade U-235-gamma- strålräkningen, och K7 är en korrektionskonstant för U-238- dotterräkningen.
Två ytterligare funktionskretsar är anordnade. En funk- tionskrets 66 omvandlar den slutligt korrigerade U-235-räk- ningen Ac till en signal Ae, som anger U-235-anrikningen (ex- empelvis viktsprocent U-235) i varje zon, medan en funktions- krets 68 bestämmer vikten av U-235 zon för zon.
Funktionskretsen 66 mottager sålunda den korrigerade U-235-räknesignalen Ac (och zonpositions- och reglersignaler på Cll) och ger en utsignal Ae enligt följande förhållande: (8) Ae = K8Ac + Kg där Ae är den genomsnittliga anrikningen i zonen i viktsprocent, och K8 och K9 är anrikningskalibreringskonstan- ter.
Anrikningssignalen Ae kan tagas såsom en användbar ut- signal från anordningen.
Vikten av U-235 i varje zon bestämmes av viktsprocen- terna av U-235 och det brännbara giftet i zonen och från varje zons densitet och volym. Vid vanlig produktion regleras omsorgs- fullt bränslepelknternas diameter och kan därför antagas vara konstant.
Funktionskretsen 68 mottager sålunda U-235-anriknings- signalen Ae och signalerna dm, pw och Lz från lagringsenheterna 36 och 40 respektive reglerkretsen l8 samt ger en utsignal Awt enligt följande förhållande: 450 508 14 (9) Awt = Kl0Ae dm Lz (l-.Ol Pw)(l0.95-.034 Pw)+K där ll Awt är vikten av U-235 i zonen, dm är den uppmätta densiteten av bränsle- materialet i zonen i procent teoretisk densi- tet, Lz är den uppmätta längden av zonen, Pw är den uppmätta viktsprocenten av bränn- bart gift i zonen, Klo är en omvandlingskonstant, Kll är en konstant, genom vilken hänsyn tages till belastning i mätningarna jämfört med fastställda standardvärden, uttrycket .Ol är en faktor för omvandling av viktsprocent till viktsandel, termen l0.95 representerar den teoretiska den- siteten för UO2-bränslepelletter i g/cc utan brännbart gift, och termen .034 representerar ändringen i pellett- densitet till följd av tillsättandet av ett innehåll av brännbart gift av l %.
Då zonlängderna väljes att vara likformiga är zonlängds- signalen Lz en konstant. I vissa fall är det emellertid önsk- värt att variera zonlängderna, exempelvis för sådana bränsle- elementarrangemang som visas i fig. l. I detta exempel är konst- ruktionsvärdena för bränsleanrikning och innehållet av det brännbara giftet likformiga över varje zon av brännbart gift, men både bränsleanrikningen och innehållet av brännbart gift ändras från zon till zon. I detta fall kan de variabla zon- längderna för det brännbara giftet bestämmas med begagnande av en avkännare 26 av brännbart gift och tidsstyrnings- och reglerkretsen 18 samt begagnas såsom zonlängderna Lz vid ut- nyttjandet av sättet enligt uppfinningen att bestämma inne- hållet av klyvbart material enligt fig. 2. I detta fall bestäm- mes zonlängderna av ändringarna i signalen för det brännbara 450 303 giftet vid gränsytorna mellan zonerna, d.v.s. signalen bp från avkännaren 26 för brännbart gift tillföres tidsstyrnings- och reglerkretsen 18, och ändringarna i nivån för signalen bp begagnas däri (tillsammans med bränsleelementpositionssigna- lerna Pl-Pn) för alstrande av zonidentifierings- och zonlängds- signaler Lz.
Konstanterna Kl-Kll i ovan nämnda förhållande (l)-(9) definieras närmare enligt följande: Kl representerar den exponentiella beroendekoefficienten av observerade U-235-räkningar på beklädnadstjockleken. Kl kan bestämmas genom långvariga U-235-gammastråleräkningar av åld- rat bränsle i två element av olika kända beklädnadstjocklekar, varvid räkningarna insättes i förhållandet (l) och man löser med avseende på Kl.
K2 är en U-235-räkningsdensitetskorrektionskonstant och representerar delvariationen av korrigerade U-235-räkningar för en percentil enhets ändring i densitet. K bestämmes genom gammastrâleräkning av åldrat bränsle av givetzinnehåll av brännbart gift, men av två olika och kända densiteter i ele- ment av given beklädnadstjocklek, varvid räkningarna insättes i förhållandet (3) och man löser med avseende på K2.
K3 är en korrektionskonstant för en U-235-räkning för brännbart gift, vilken konstant representerar delvariationen av de korrigerade U-235-räkningarna för en percentil enhets ändring av innehållet brännbart gift. K3 bestämmes genom gamma- stråleräkning av två element av given beklädnadstjocklek och innehållande åldrat bränsle av given densitet men av olika kända innehåll av brännbart gift, varvid räkningarna insättes i förhållandet (5) och man löser med avseende på K3.
K4 representerar den exponentiella beroendekoefficienten för observerade U-238-räkningar för beklädnadstjockleken. K4 bestämmes genom långvariga U-238-gammastråleräkningar av åld- rat bränsle i två element av olika kända beklädnadstjocklekar, varvid räkningarna insättes i förhållandet (2) och man löser på avseende på K4.
Ks är en U-238-räkningsdensitetskorrektionskonstant och representerar delvariationen av korrigerade U-238-räkningar för en percentil enhets ändring i densitet. KS bestämmes genom 450 308 16 gammastråleräkning av åldrat bränsle av givet innehåll av brännbart gift men av två olika och kända densiteter i element av given beklädnadstjocklek, varvid räkningarna insättes i förhållandet (4) och man löser med avseende på K5.
K6 är en korrektionskonstant för en U-238-räkning för brännbart gift, vilken representerar delvariationen i de korri- gerade U-238-räkningarna för en percentil enhets ändring i innehållet av brännbart gift. K6 bestämmes genom gammastråle- räkning av två element av given beklädnadstjocklek och inne- hållande åldrat bränsle av given densitet men av olika kända innehåll av brännbart gift, varvid räkningarna insättes i förhållandet (6) och man löser med avseende på K6.
K7 är U-238-dotterräkningskorrektionskonstanten. Den representerar den del av de korrigerade U-238-räkningarna, som måste subtraheras från de korrigerade U-235-räkningarna för erhållande av de nettoräkningar Ac, som enbart beror på U-235-sönderfallet. K7 kan bestämmas genom mätning av de U-235- och U-238-korrigerade räkningarna Awdp och Bwdp (av förhållan- dena (5) och (6) för bränslezoner med kända och samma anrik- ning men av två olika åldrar). (Med ålder avses den tid, som förflutit sedan den senast företagna kemiska behandlingen av uranet, vid vilken Th-och Pu-dotterprodukterna av U-23Q sepa- rerats från materialet).
Sålunda är: Awdp(2) - Awdp(l) Bwdp(2) - Bwdp(l) K8 och K9 är anrikningskalibreringskonstanter, som bestämmes genom gammastråleräkning av bränsleelementzoner av samma givna bränslematerialdensitet, beklädnadsväggtjocklek och innehåll av brännbart gift men av olika kända anrikningar.
De erhållna räkningarna insättes i förhållandet (8) med iterativt valda värden för K8 och K9, till dess skillnaden mellan den uppmätta genomsnittliga anrikningen Ae och den kända genomsnittliga anrikningen minimerats.
Klo är en omvandlingskonstant, som omvandlar mätenhe- terna till gram. Den bestämmes genom mätning av kalibrerings- standardelement av känd U-235-vikt, -densitet, innehåll av 450 308 17 brännbart gift, -anrikningsgrad och -längd.
Kll är en kärnmaterialhanteringskonstant. Den bestäm- mes genom jämförelse av de uppmätta viktsvärdena för U-235 för standardelement av kända värden. Den jämförelse utföres över en relativt lång tid (exempelvis en vecka), och syftet med konstanten är att minimera eventuella långtidsbelast- ningar i mätningen av U-235-vikten.
Vid ett exempel på utövandet av uppfinningen bekläddes bränsleelementet med zirconiumlegeringsrör med en ytterdiameter av ungefär 1,3 cm och en väggtjocklek av ungefär 0,8 mm och innehållande en kolonn av bränslepelletter av ungefär 3,5 m längd. Bränslet anordnades i bränsleelementet i sju zoner av olika längd och olika anrikning och gadoliniuminnehåll. Bränsle- elementet fördes förbi gammastråledetektorer med en hastighet av 0,46 m/min och avläsningar gjordes från pulsräknarna med en frekevens 3 provtagningar per sekund. Resultaten av en avsökning av detta bränsleelement visas i fig. 3. Noggrannhe- ten i bestämningen av U-235-innehållet i bränsleelementet var av storleksordningen É 0,4 % (enkel standardavvikelse).
Många modifikationer och varianter är möjliga inom ramen för uppfinningen. Exempelvis behöver korrektionen och behandlingen av signalerna från gammastråledetektorerna icke utföras först sedan man inväntat fullbordandet av avsökningen av bränsleelementet utan kan påbörjas så snart den sista detek- torn slutfört avsökningen av den första zonen.
Eftersom avkänningen av beklädnadsväggtjockleken, bräns- lematerialdensiteten och innehållet av brännbart gift kan ske vid en avsökningshastighet, som är avsevärt större (exempelvis av storleksordningen 2-4 gånger) än gammastråleavsökningshas- tigheten, är det önskvärt, att väggtjockleksavkännaren 22, densitetsavkännaren 24 och avkännaren 26 av innehållet av brännbart gift placeras vid en separat avsökningsstation och att flerfaldiga gammaavsökningsstationer anordnas, så att hela arrangemangets produktionshastighet sålunda ökas.
Eftersom noggrannheten i U-235-bestämningen är en funk- tion av anrikningen och avsökningshastigheten, kan man tänkas variera gammaavsökningshastigheten från zon till zon i propor- tion till zonens anrikningar. Detta skulle icke endast öka pro- 450 508 18 duktionshastigheten utan skulle även ge samma noggrannhet i U-235~bestämningen för varje zon.
Organ kan även anordnas för detektering av avvikande pelletter inom en zon (d.v.s. pelletter av felaktig anrikning) genom jämförelse av U-235-gammastråleräkningarna av successiva provtagningstider och detekterande ändringar av på förhand bestämd storlek.
Organ för utförande av sättet enligt uppfinningen visas i funktionsblockdiagramform i fig. 2, men uppenbarligen kan dessa funktioner erhållas på många olika välkända sätt, exempelvis medelst på lämpligt sätt programmerad databehand- lingsapparatur.

Claims (9)

450 508 ' 19 PATENTKRAV
1. Sätt att bestämma innehållet av klyvbart bränsle i kärnbränsle i ett bränsleelement, som även kan innehålla ett med valda delar av det däri befintliga bränslet blandat bränn- bart gift och vilket innefattar en långsträckt beklädnadstub innehållande bränslematerialet, k ä n n e t e c k n a t av att ett flertal i följd varande zoner av bränslematerialet i bränsleelementet bestämmes, att utsändningen av gammastrålar till följd av naturligt radioaktivt sönderfall av bränslema- terialet detekteras i var och en av zonerna i följd, att gam- mastrålesignalerna från var och en av zonerna analyseras och en första gammastråleräkning bestämmes för gammastrålar inom ett på förhand bestämt energiområde, som i första hand kan tillskrivas det klyvbara bränslet, samt en andra gammastråle- räkning för gammastrålar av en energi, som är större än det på förhand bestämda energiområdet, bestämmes, att för varje zon tjockleken av beklädnaden intill zonen bestämmas, att de första och andra gammastråleräkningarna korrigeras i enlighet med beklädnadstjockleken intill varje zon, att densiteten av brähslematerialet i varje zon bestämmas, att de första och andra gammastråleräkningarna ytterligare korrigeras i enlig- het med bränslematerialets i zonen densitet, att viktsprocen- ten brännbart gift i var och en av zonerna bestämmes, att de första och andra gammastråleräkningarna ytterligare korrigeras för varje zon i enlighet med viktsprocenten brännbart gift i zonen, att den första gammastråleräkningen ytterligare korri- geras i enlighet med den korrigerade andra gammastràleräk- ningen, samt att av den sålunda korrigerade första gamma- stråleräkningen viktsprocenten klyvbart bränsle i varje zon bestämmes.
2. Sätt enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t av att viktsprocenten brännbart gift och bränslets densitet i nämnda zoner bestäms med utgångspunkt från viktsprocenten klyvbart bränsle samt att det klyvbara bränslets vikt i var och en av nämnda zoner bestäms med utgångspunkt från volymerna av bränsle- material i zonerna.
3. Sätt enligt krav 1 eller 2, k ä n n e t e c k n a t av att zonerna bestämmes av fördelningen brännbart gift längs bränsleelementet. 450 ÉÜB - 20
4. Sätt enligt något av kraven 1-3, k ä n n e t e c k- n a t av att såsom det klyvbara bränslet begagnas U-235 och att såsom kärnbränsle begagnas uranbränsle.
5. Sätt enligt krav 4, k ä n n e t e c k n a t av att av viktsprocenten U-235 bestämmes innehållet av brännbart gift ochdensiteunav bränslematerialet i zonerna samt av bränslematerialets i zonerna volymer vikten av U-235 i var och en av zonerna.
6. sätt enligt krav 1 att bestämma U-235-innehållet 1 uranbränsle i ett bränsleelement, som även kan innehålla gadoli- Hium såsom ett brännbart gift, vilket är blandat med valda delar av det däri befintliga bränslet, k ä n n e t e c k- n a t av att en första gammastråleräkning av gammastrålar av en energi, som ligger i området ungefär 155 till ungefär 220 Kev, bestämmes samt en andra gammastråleräkning av gamma- strålar av en energi i omrâdet av från ungefär 245 till unge- fär 1190 Kev bestämmes, att den första gammastrâleräkningen korrigeras i enlighet med uttrycket: Aw = Ar , där eK1dw Aw är den första räkningen korrigerad för beklädnadsväggtjocklek, Ar är den okorrigerade första räkningen, e är basen i det naturliga logaritmsystemet, dw är avvikelsen i väggtjockleken från konst- ruktionsvärdet, och K1 är en väggtjocklekskorrektionskonstant, att den andra gammastrâleräkningen korrigeras i enlig- het med uttrycket: B n BW = , där r e 4 Bw är den andra räkningen korrigerad för w beklädnadsväggtjocklek, Br är den okorrigerade andra räkningen, och 450 503 - 21 K4 är en väggtjocklekskorrektionskonstant, att den första gammastråleräkningen ytterligare korri- geras i enlighet med uttrycket: Aw AWÖ = ïïíšää , där Awd är den första räkningen korrigerad för beklädnadsväggtjocklek och bränslematerial- densitet, dd är avvikelsen i bränslematerialdensiteten från konstruktionsvärdet, och K2 är en densitetskorrektionskonstant, att den andra gammastråleräkningen ytterligare korrige- ras i enlighet med uttrycket: swa = BW där ïïšïd ' Bwd är den andra räkningen korrigerad för beklädnadsväggtjocklek och bränslematerial- densitet, och K5 är en densitetskorrektionskonstant, att gadoliniuminnehållet i var och en av zoncrna bestäm- mes, att den första gammastråleräkningen ytterligare korri- geras i enlighet med uttrycket: Awd Awdp = Tïššäš , där Awdp är den första räkningen korrigerad för beklädnadsväggtjocklek, bränslematerialden- sitet och gadolininnehåll, dp är avvikelsen i gadoliniuminnehåll från konstruktionsvärdet, och K3 är en gadoliniuminnehållkorrektionskonstant, att den andra gammastråleräkningen ytterligare korri- 450 SUS geras i enlighet med uttrycket: 22 Bwd Bwdp = , där :IX Bwdp är den andra räkningen korrigerad för beklädnasväggtjocklek, bränslematerialden- sitet och gadoliniuminnehåll, och K6 är en gadoliniuminnehållkorrektionskonstant, ' samt att den första gammastrâleräkningen ytterligare korrigeras i enlighet med uttrycket: Ac = Awdp - K7Bwdp, där Ac är den slutligt korrigerade första gamma- stråleräkningen, och K7 är en korrektionskonstant, som är förbun- den med den andra gammastråleräkningen.
7. Sätt enligt krav 6, k ä n n e t e c k n a t av att anrikningen av U-235 bestämmes i varje zon i enlighet med uttrycket: Ae = K8Ac + K9, där Ae är den genomsnittliga anrikningen i zonen i viktsprocent, och K8 och K9 är anrikningskalibreringskonstan- ter.
8. Sätt enligt krav 7, k ä n n e t e c k n a t av att vikten av U-235 bestämmes i varje zon i enlighet med uttryck- et: Awt = K10Ae dm Lz (1-0,01 Pw) (10,95-0,034 Pw)+K11, där Awt är vikten av U-235 i zonen, 10» dm är den uppmätta densiteten för bränsle- materialet i zonen i procent av den teore- f) tiska densiteten, Lz är zonens längd, 450 sus -- 23 Pw är viktsprocenten gadoliníum i zonen, K1o är en omvandlingskonstant, K11 är en konstant, medelst vilken hänsyn tages till belastning i mätningarna jämfört med kända standards, termen 1,01 är en faktor för omvandling av viktsprocent till viktsdel, termen 10,95 representerar densiteten för bränslepelletter utan brännbart gift, och termen 0,034 representerar ändringen i pellettdensitet till följd av ett innehåll av brännbart gift av 1%.
9. Sätt enligt krav 8, k ä n n e t e c k n a t av att zonernas längder bestämmes av ändringarna i gadoliniuminnehåll längs bränsleelementet.
SE7906612A 1978-08-07 1979-08-06 Sett att bestemma innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement SE450308B (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/931,669 US4229654A (en) 1978-08-07 1978-08-07 Determining fissile content of nuclear fuel elements

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE7906612L SE7906612L (sv) 1980-02-08
SE450308B true SE450308B (sv) 1987-06-15

Family

ID=25461159

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE7906612A SE450308B (sv) 1978-08-07 1979-08-06 Sett att bestemma innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4229654A (sv)
JP (1) JPS6058427B2 (sv)
BE (1) BE878096A (sv)
DE (1) DE2926051A1 (sv)
ES (1) ES483161A0 (sv)
FR (1) FR2462764A1 (sv)
GB (1) GB2033077B (sv)
IT (1) IT1122423B (sv)
SE (1) SE450308B (sv)

Families Citing this family (52)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4335466A (en) * 1980-03-27 1982-06-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method and apparatus for measuring irradiated fuel profiles
US4389568A (en) * 1980-05-21 1983-06-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for monitoring irradiated nuclear fuel using Cerenkov radiation
JPS57206874A (en) * 1981-06-15 1982-12-18 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Measuring method for radioactive map
JPS57206875A (en) * 1981-06-15 1982-12-18 Nippon Atom Ind Group Co Ltd Measuring device for radioactive map
US4459258A (en) * 1981-08-20 1984-07-10 General Electric Company Elemental analyzer and method
GB2135049B (en) * 1983-02-12 1986-08-20 Redwood Corex Core sample analysis
DE3310755A1 (de) * 1983-03-24 1984-09-27 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur feststellung des inhaltes eines brennstabes
JPS59200982A (ja) * 1983-04-13 1984-11-14 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp ウラン濃縮度測定方法及びその装置
US4620100A (en) * 1983-08-26 1986-10-28 General Electric Company Automated monitoring of fissile and fertile materials in large waste containers
US4578237A (en) * 1983-09-09 1986-03-25 Combustion Engineering, Inc. Nondestructive determination of nuclear fuel burnup
US4647420A (en) * 1985-03-18 1987-03-03 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Nuclear fuel pin scanner
US4822552A (en) * 1987-02-25 1989-04-18 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for passively gamma scanning a nuclear fuel rod
US5153439A (en) * 1987-05-26 1992-10-06 Science Applications International Corporation Multi-sensor explosive detection system using an articifical neural system
US5114662A (en) * 1987-05-26 1992-05-19 Science Applications International Corporation Explosive detection system
US5006299A (en) * 1987-05-26 1991-04-09 Science Applications International Corporation Explosive detection system
US5108692A (en) * 1988-08-31 1992-04-28 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
US4902467A (en) * 1988-08-31 1990-02-20 General Electric Company Non-destructive testing of nuclear fuel rods
US5049351A (en) * 1989-07-03 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for determining enrichment of uranium dioxide powder
JPH10510621A (ja) * 1994-10-31 1998-10-13 ロックヒード マーティン スペシャルティー コンポネンツ インク. 中性子問合せ及びx線撮像の組合せを用いた、爆発物を検出するための検査システム及び空間解像技術
US7388205B1 (en) 1995-10-23 2008-06-17 Science Applications International Corporation System and method for target inspection using discrete photon counting and neutron detection
US6507025B1 (en) * 1995-10-23 2003-01-14 Science Applications International Corporation Density detection using real time discrete photon counting for fast moving targets
US7045787B1 (en) * 1995-10-23 2006-05-16 Science Applications International Corporation Density detection using real time discrete photon counting for fast moving targets
US6255654B1 (en) 1995-10-23 2001-07-03 Science Applications International Corporation Density detection using discrete photon counting
US7162005B2 (en) * 2002-07-19 2007-01-09 Varian Medical Systems Technologies, Inc. Radiation sources and compact radiation scanning systems
US7356115B2 (en) 2002-12-04 2008-04-08 Varian Medical Systems Technology, Inc. Radiation scanning units including a movable platform
US7103137B2 (en) * 2002-07-24 2006-09-05 Varian Medical Systems Technology, Inc. Radiation scanning of objects for contraband
US20040077849A1 (en) * 2002-10-16 2004-04-22 Orchid Chemicals & Pharmaceuticals Limited Process for the preparation of cefadroxil
US7672426B2 (en) * 2002-12-04 2010-03-02 Varian Medical Systems, Inc. Radiation scanning units with reduced detector requirements
AU2002361919A1 (en) * 2002-12-24 2004-07-22 Belgonucleaire S.A. Method and apparatus for carrying out a mox fuel rod quality control
FR2866713B1 (fr) * 2004-02-24 2006-03-24 Commissariat Energie Atomique Circuit electronique de diagnostic de spectrometrie et chaine de comptage associee
WO2005084352A2 (en) * 2004-03-01 2005-09-15 Varian Medical Systems Technologies, Inc. Dual energy radiation scanning of objects
US8155258B2 (en) * 2004-09-24 2012-04-10 Lawrence Livermore National Security, Llc Fission meter
US8891720B2 (en) * 2004-09-24 2014-11-18 Lawrence Livermore National Security, Llc Fission meter and neutron detection using poisson distribution comparison
US7274023B2 (en) * 2005-10-12 2007-09-25 General Electric Company Gamma-radiation detector module for portal applications
US8137976B2 (en) * 2006-07-12 2012-03-20 Varian Medical Systems, Inc. Dual angle radiation scanning of objects
US7929664B2 (en) 2007-02-13 2011-04-19 Sentinel Scanning Corporation CT scanning and contraband detection
US8340245B2 (en) 2009-06-05 2012-12-25 Sentinel Scanning Corporation Transportation container inspection system and method
RU2552648C2 (ru) * 2009-11-02 2015-06-10 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы
US8314394B1 (en) 2009-11-04 2012-11-20 Science Applications International Corporation System and method for three-dimensional imaging using scattering from annihilation coincidence photons
US9852818B2 (en) * 2009-11-06 2017-12-26 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9190177B2 (en) * 2009-11-06 2015-11-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9793013B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
CN102725800B (zh) * 2009-11-06 2016-06-01 泰拉能源有限责任公司 用于控制核反应堆中的反应性的系统和方法
JP5931374B2 (ja) * 2010-08-31 2016-06-08 株式会社東芝 核医学イメージング装置及び制御方法
RU2457557C1 (ru) * 2010-12-30 2012-07-27 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Способ определения обогащения топливных таблеток, содержащих смесь изотопов урана, ураном 235
RU2483373C2 (ru) * 2011-08-19 2013-05-27 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Способ контроля топливного столба тепловыделяющего элемента ядерного реактора и устройство для его осуществления
KR102067367B1 (ko) 2011-09-07 2020-02-11 라피스캔 시스템스, 인코포레이티드 적하목록 데이터를 이미징/검출 프로세싱에 통합시킨 x-선 검사 방법
FR3009627B1 (fr) * 2013-08-07 2015-09-25 Commissariat Energie Atomique Methode d'analyse des changements de geometrie d'un combustible irradie
FR3009626B1 (fr) * 2013-08-07 2015-08-21 Commissariat Energie Atomique Methode d'analyse de l'effet de la temperature sur un combustible irradie
US9779841B2 (en) * 2014-02-21 2017-10-03 Dw James Consulting, Llc Process for the accurate characterization of low level nuclear waste
EP3772702A3 (en) 2016-02-22 2021-05-19 Rapiscan Systems, Inc. Methods for processing radiographic images
RU2645307C1 (ru) * 2017-02-10 2018-02-20 Публичное акционерное общество "Машиностроительный завод" Устройство экспресс-контроля обогащения урана в порошках

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2717693A (en) * 1949-09-06 1955-09-13 Fred T Holmes Method of and apparatus for sorting radiation emissive material
US3018374A (en) * 1958-07-18 1962-01-23 Floyd V Richardson Methods of and means for assaying material having a fissionable component
US3389254A (en) * 1967-08-29 1968-06-18 Atomic Energy Commission Usa Method and apparatus for nondestructive determination of u235 in uranium
US3755675A (en) * 1972-11-03 1973-08-28 Atomic Energy Commission Nondestructive analysis of fuel pins
US4134064A (en) * 1976-12-27 1979-01-09 General Electric Company Method and apparatus for magnetically determining the Gd2 O3 content in UO2 fuel pellets while eliminating the effect of ferromagnetic impurities

Also Published As

Publication number Publication date
SE7906612L (sv) 1980-02-08
ES8103444A1 (es) 1981-02-16
IT1122423B (it) 1986-04-23
GB2033077A (en) 1980-05-14
US4229654A (en) 1980-10-21
IT7924916A0 (it) 1979-08-03
FR2462764B1 (sv) 1982-11-19
DE2926051A1 (de) 1980-02-14
JPS6058427B2 (ja) 1985-12-19
GB2033077B (en) 1983-01-12
ES483161A0 (es) 1981-02-16
BE878096A (fr) 1979-12-03
JPS5537992A (en) 1980-03-17
FR2462764A1 (fr) 1981-02-13
DE2926051C2 (sv) 1987-06-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE450308B (sv) Sett att bestemma innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement
US3786256A (en) Method and apparatus for nuclear fuel assay with a neutron source and coincident fission neutron detectors
US20020125439A1 (en) Analysis of materials containing radioactive sources
US3222521A (en) Method and apparatus for measuring fissionable isotope concentration
JPH0578000B2 (sv)
US4590377A (en) In situ isotopic meat grader
Diven et al. Capture-to-Fission Ratios for Fast Neutrons in U 235
Krinninger et al. Pulsed neutron method for non-destructive and simultaneous determination of the 235U and 239Pu contents of irradiated and non-irradiated reactor fuel elements
US3728544A (en) Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel
JP2008139306A (ja) 放射能の測定値を安定化させるシステムおよび方法
EP0486709A1 (en) Density-moisture measuring system
Caldwell et al. Apparatus and method for quantitative assay of generic transuranic wastes from nuclear reactors
Morrison et al. Determination of uranium-235 by gamma scintillation spectrometry
JPH05333155A (ja) コンクリート中の人工放射性核種の放射能濃度測定法
US5210419A (en) Method for liquid scintillation counting of radioactive nuclides
EP0042099A2 (en) Self-regulating neutron coincidence counter
Oak Ridge National Laboratory. Neutron Physics Division et al. Measurements of the Average Number of Prompt Neutrons Emitted Per Fission of 239 Pu and 235U
US3225200A (en) Determination of the number of neutrons emitted simultaneously by a source
US3388254A (en) Method for determining the amount of cesium-137 in irradiated nuclear fuel
JPS60111981A (ja) ストロンチウムの定量測定方法
JPH04326095A (ja) 中性子増倍体系の臨界監視モニタ
JPH0670675B2 (ja) ウラン濃縮度測定法及び測定装置
Beyer et al. Nondestructive Gamma Ray Fuel Assay
MILLER NONDESTRUCTIVE DETERMINATION OF UO2 DISTRIBUTION IN U02~ Zr DISPERSION TYPE FUEL PLATES
EP0639765A2 (en) Plutonium assaying

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 7906612-2

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 7906612-2

Format of ref document f/p: F