شناسایی سوخت معیوب در قلب راکتور تهران با استفاده از شاخص های میزان مصرف سوخت و ضریب بیشینه قدرت

نویسندگان

1 دانشگاه شیراز

2 سازمان انرژی اتمی ایران

10.22052/6.1.17

چکیده

یکی از مسائل بسیار مهم در زمان نشت مواد رادیواکتیو از قلب یک راکتور هسته ­ای، تعیین و مدیریت مجتمع سوخت معیوب در میان تمامی مجتمع­ های موجود در قلب راکتور می­باشد. هدف از این مطالعه ارائه یک روش سریع و کارا نسبت به روش­های غیرمخرب و آزمون­های نشتی متداول به­ منظور تشخیص و انتخاب سوخت معیوب است. اساس این روش بر پایه نمونه ­گیری از خنک­ کننده عبوری از قلب راکتور و ارزیابی طیف گاما حاصل از آن به منظور اندازه ­گیری نسبت فعالیت برخی پاره های شکافت گازی نشت یافته به خنک کننده راکتور می­باشد. با استفاده از نسبت فعالیت Cs137/ Cs134 و لحاظ کردن فاکتور تاریخچه مربوط به هر یک از مجتمع­ های سوخت، می­توان میزان مصرف سوخت را به ­دست آورد. همچنین، از نسبت ایزوتوپ­های Xe133/ I133× I135 ضریب بیشینه قدرت و موقعیتی از قلب که سوخت معیوب در آن­جا قرار دارد را پیش­بینی نمود. به­ منظور بررسی این روش، نمونه آب یک سوخت معیوب واقع در کپسول تست نشتی راکتور تحقیقاتی تهران تهیه و مورد مطالعه قرار گرفت. نسبت فعالیت ایزوتوپ­های موردنظر (برای چیدمان شامل سوخت موردنظر) محاسبه و طیف حاصل از ایزوتوپ­های گازی در زمان­های خنک­ سازی متفاوت مورد مطالعه قرار گرفته است. با در نظر گرفتن نسبت Cs137/ Cs134 (1212/0) و تاریخچه تابش دهی سوخت موردنظر (1023/2) میزان مصرف سوخت برای این سوخت 92/33% پیش­بینی شد. کدهای محاسباتی میزان مصرف این مجتمع را 12/33% براورد می­نماید که توافق نزدیکی با روش تجربی انجام شده دارد. مقایسه نتایج حاصل از آزمایش و محاسبات بیانگر براورد نسبتاً خوب این روش از میزان مصرف سوخت مجتمع سوخت موردنظر می­باشد.
 

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Detection of failed fuel in a reactor core by using burnup and power peaking factor monitors

نویسندگان [English]

  • Somayeh Bagheri 1
  • Farshad Faghihi 1
  • Hosein Khalafi 2
1
2
چکیده [English]

One of the most important issues in a reactor core, at the time of radioactive material leakage, is detection and management of failed fuel assembly among all of assemblies. The purpose of this study is to provide a quick and efficient method compared to the non-destructive techniques, and common sipping tests to identify a failed fuel. The current method is based on sampling a coolant passing through the damaged FAs and evaluating the gamma spectrum obtained to measure the activity ratio of desired leaked fission fragments. Using the 134Cs/137Cs activity ratio and considering the history factor of each FA the maximum power peaking factor can be found. Also, by measuring the 133I × 135I /133Xe activity ratio the position of the core where failed-fuel is located can be predicted. In order to investigate the current method, a sample of the cooling water which passes through the failed fuel, located in the test sipping of the Tehran Research Reactor, was studied to measure the activity ratio of the desired isotopes. Then, the gamma spectrum at different cooling times (after leakage time) was studied. Considering the activity ratio of 134Cs/137Cs (0.1212) and the history of the relevant fuel (2.1023), the burnup of damaged-fuel was anticipated to be 33.92%. In addition the code calculations were carried out and we found that the suggested fuel assembly burnup is equal to 33.12%. Comparing the experimental as well as the calculational procedures gives a fairly good consistency of the herein method.
 

کلیدواژه‌ها [English]

  • Failed fuel
  • Leakage detection
  • Gasses fission fragments
  • Burnup monitors
  • Power peaking factor monitoring

مراجع

[1] C. Leuthrot, A. Brissaud and A. Harrer. A review of recent LWR fuel failures. IAEATCM, Fuel failure in Normal Operation of Water Reactors: Experience, Mechanisms and Management. 26-29 May 1992, IAEA-TECDOC-709, (1993). [2] C. Leuthrot, A. Brissaud, A. Harre, fuel failure in water reactor: causes and mitigation, IAEA Tecdoc-1345, IAEA, Vienna: 95, (2002). [3] Y.S. Kim. PWR fuel failure analysis due to hydriding based on pie data, Fuel failure in water reactors: Causes and mitigation. 137 (2003). [4] D. Dangouleme, V. Inozemtsev, K. Kamimura, J. Killeen, A. Kucuk, V. Novikov, V. Onufriev and M. Tayal. IAEA review on fuel failures in water cooled reactors. Proceedings of Top Fuel. (2010). [5] M. Jafari, R.G. Aghoyeh, R. Toumari and H. Khalafi. A sipping test simulator for identifying defective fuels in MTR type nuclear research reactor. Annals of Nuclear Energy. 77 (2015) 238–245. [6] S. Ansari, M. Asif, T. Rashid and K. Qasim. Burnup studies of spent fuels of varying types and enrichment. Annals of Nuclear Energy. 34 (2007) 641–651. [7] P.H. Liem, S. Amini, A.G. Hutagaol and T.M. Sembiring. Nondestructive burnup verification by gamma-ray spectroscopy of LEU silicide fuel plates irradiated in the RSG GAS multipurpose reactor. Annals of Nuclear Energy. 56 (2013) 57–65. [8] J. Donnelly. WIMS-CRNL: A user's manual for the Chalk River version of WIMS. (1986). [9] T.B. Fowler, D.R. Vondy and G.M. Cunnigham. Nuclear reactor analysis code CITATION. ORNL-TM-2496, (1989). [10] A.G. Croff. User's manual for the ORIGEN2 computer code.Oak Ridge National Lab. (2002). [11] E. Browne, J.M. Dairiki and R.E. Doebler. Table of isotopes, national standard reference data system. (1978). [12] AEOI, Logbook 32, Tehran-Iran .(2001). [13] L. Terremoto, C. Zeituni, J. Perrotta and J.Da Silva. Gamma-ray spectroscopy on irradiated MTR fuel elements. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment. 450 (2000) 495–514.

فایل ها

هم رسانی

ارجاع به این مقاله

آمار