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Démonstration d’analyse de conteneurs pour stockage Pu & U

Portée :

Ce projet a été conçu comme un exercice de démonstration pour évaluer les performances d'un équipement et de techniques de dosage non destructives potentielles pour déterminer la teneur en fissile d'une boîte de 3 mètres cubes contenant une matière fissile nominalement.

Une boîte de déchets simulée a été conçue, renfermant des déchets et des quantités hautement hétérogènes non spécifiés (et des compositions isotopiques) de Pu et U uniquement identifiées par Sellafield Ltd. L'objectif de la mesure était de mesurer la teneur en U et Pu fissile de la boîte, Avec l'incertitude de mesure totale, de sorte qu'un examen robuste puisse être fait de la meilleure estimation et d'une limite de masse fissile supérieure, pour fournir les données nécessaires pour déterminer le bon itinéraire de transport et de stockage sur site.

Ce projet a eu lieu en 2007.

Figure 1. Image de cartographie d'échantillon montrant la distribution de matière fissile hétérogène.

Principaux pilotes :

Sellafield Ltd dispose d'un certain nombre de boîtes de stockage en vrac, contenant des matrices de déchets potentiellement hétérogènes et une plage étendue de charges massiques de Pu et d'U inconnues. En outre, la composition isotopique est soumise à de hautes incertitudes et la qualité des enregistrements historiques est variable.

L'état physique varié des récipients peut entraîner une exigence de relocalisation des boîtes dans un magasin sur site moderne et sécurisé. Cependant, une condition préalable essentielle à une telle opération est l'acquisition de données fiables sur le contenu en U et Pu fissiles des boîtes, afin de pouvoir démontrer la conformité avec les réglementations en matière de transport et les conditions d'acceptation dans les installations de stockage potentielles.

Sellafield Ltd a donc demandé un projet de démonstration pour évaluer les performances de la technologie de dosage non destructive potentielle.

Solution CANBERRA™ :

Notre solution a utilisé l'expérience collective au sein de l'organisation collective, pour identifier une gamme de techniques de NDA complémentaires. Cette approche comprenait des mesures gamma et neutron, afin de traiter chaque éventuellement, en notant les avantages et les désavantages de chaque technique de physique pour différents types de matrice de déchets.

Nous avons utilisé les techniques de NDA de base suivantes :

  • Comptage de coïncidence neutronique passive (PNCC) à l'aide d'un réseau de dalles de comptage neutronique N50L réparties autour de la boîte de test, pour mesurer la masse efficace du 240Pu.
  • Spectrométrie gamma HRGS à l'aide d'un système ISOCS™ standard, pour mesurer le matériau de modération de composition isotopique de Pu (HDPE) 235U.
  • Imagerie gamma Cartogam pour identifier les zones d'activité concentrée et ajuster les hypothèses faites dans l'analyse pour les mesures quantitatives du dosage fissile.

Notre analyse a également utilisé les techniques complémentaires suivantes pour soutenir l'analyse des données, aider au développement des étalonnages du système et à l'évaluation de l'incertitude de mesure totale :

  • Compensation de matrice d'analyse « Add-A-Source » pour compenser l'effet de la matrice de déchets non identifiée et de son hétérogénéité, sur les mesures PNCC et permettre une participation appropriée à l'incertitude de mesure totale.
  • Utilisation d'une analyse spectrale HRGS spécialiste pour mesurer l'activité des isotopes qui pourraient potentiellement interférer avec la réponse de Pu mesurée, y compris le 244Cm qui pourrait autrement entraîner une surestimation brute de la masse efficace de 240Pu telle que mesurée par PNCC.
  • Utilisation des résultats d'imagerie AAS et gamma pour déterminer la gamme d'effets de la matrice de déchets et de la distribution « telle que trouvée » des déchets fissiles dans la boîte de test, sur l'incertitude de mesure totale pour la mesure finale.

Notre application des techniques susmentionnées s'est appuyée sur les principes suivants :

  • Mise en place, calibration et fonctionnement des systèmes selon les procédures standard.
  • Utilisation de codes de modélisation informatique tels que MCNP® et ISOCS, selon les principes de « bonnes pratiques » établis, y compris l'analyse comparative à l'aide de sources de test de radio-isotope, le cas échéant (nous avons utilisé une source de neutron de 252Cf pour comparer nos calibrations d'efficacité de la détection MCNP et nos mesures ISOCS avec une source de test de Pu, pour comparer la procédure de calibration ISOCS).
  • Comparaison des résultats de différentes techniques, pour étayer les assomptions utilisées dans l'analyse des données et affiner nos analyses d'incertitude de mesure totale.
  • Évaluation et évaluation robustes des incertitudes de mesure totales.
  • Documentation robuste des assomptions et limitations associées à notre approche.

Une équipe composée d'un spécialiste de spectrométrie et d'un physicien de CANBERRA s'est rendue sur le site et a effectué les mesures. Une analyse et des rapports des données ont été effectuées, plus tard, à l'aide d'une analyse hors ligne des spectres et des données mesurés.

Instruments et techniques utilisés :

  • Instruments : Voir la figure 2 et la figure 3.
  • Matériel :
    1. Compteurs de blocs à neutrons N50L avec unité d'acquisition de données à registre à décalage JSR-15
    2. Caméra gamma Cartogam
    3. Système ISOCS (détecteur BEGe)
  • Logiciel :
    1. Genie™
    2. MGA
    3. MCNP
  • Techniques :
    • Comptage de coïncidence neutronique passive (PNCC)
    • Spectrométrie gamma HRGS
    • Imagerie gamma
    • Compensation de matrice « Add-A-Source » pour les mesures neutron
    • Modélisation MCNP pour la calibration du système neutron

Figure 2. Courbe de calibration de matrice d'échantillon Add-A-Source pour les mesures PNCC et les modules de comptage neutron N50L.

Figure 3. Systèmes ISOCS et Cartogam.

Réalisations

Sellafield Ltd dispose d'un certain nombre de boîtes de stockage en vrac, contenant des matrices de déchets potentiellement hétérogènes et une plage étendue de charges massiques de Pu et d'U inconnues. En outre, la composition isotopique est soumise à de hautes incertitudes et la qualité des enregistrements historiques est variable.

L'état physique varié des récipients peut entraîner une exigence de relocalisation des boîtes dans un magasin sur site moderne et sécurisé. Cependant, une condition préalable essentielle à une telle opération est l'acquisition de données fiables sur le contenu en U et Pu fissiles des boîtes, afin de pouvoir démontrer la conformité avec les réglementations en matière de transport et les conditions d'acceptation dans les installations de stockage potentielles.

Sellafield Ltd a donc demandé un projet de démonstration pour évaluer les performances de la technologie de dosage non destructive potentielle.

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