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CONTROL DE CALIDAD DE PLACAS COMBUSTIBLES MEDIANTE PROCESAMIENTO DIGITAL DE IMÁGENES

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NUCLEOTECNICA AÑO 23 Nº 37 (DICIEMBRE 2003)

Quality control of Nuclear fuel plates using digital image processing techniques

Renato Salinas 1, Ph.D., Ulrich Raff 2, Ph.D.,Harold Coronado 1, Ing. Eléctr., Luis Olivares 3, Ing. Metal.

RESUMENLa Comisión Chilena de Energía Nuclear (CCHEN)desarrolló la tecnología de fabricación de combusti-ble nuclear para reactores de investigación, paraproveer cargas de recambio a los reactores de inves-tigación ubicados en los Centros de Estudios Nu-cleares de La Reina y de Lo Aguirre, además deposeer la capacidad para fabricar combustibles parareactores extranjeros.

Cada elemento combustible de tipo MTR para elRECH-1 (Material Testing Reactor) está compuestopor 16 placas combustibles de siliciuro de uranio(U3Si2), de bajo enriquecimiento, disperso en unamatriz de aluminio. Dentro de los controles de cali-dad involucrados en la fabricación, se encuentra ladeterminación de la homogeneidad de las placascombustibles. Para llevar a cabo este proceso actual-mente se usa la técnica de densitometría óptica.Una alternativa para este control de calidad se desa-rrolló en la Planta de Elementos Combustibles (PEC)del Centro de Estudios Nucleares Lo Aguirre usandométodos de procesamiento digital de imágenes.Se presentan comparaciones entre ambas técnicas yse destacan las ventajas del método propuesto.

ABSTRACTThe Chilean Atomic Energy Commission (CCHEN)has developed the technology required to manufac-ture low enriched uranium-235 nuclear fuel ele-ments used in non-power reactor applications and inresearch. These fuel plates are assembled in twonuclear facilities located at La Reina (RECH-1) andat Lo Aguirre where the present work was devel-oped. Furthermore since high quality standards havebeen met, these facilities are able to export thesenuclear fuel plates to foreign countries.Each MTR fuel element consists of 16 low enricheduranium silicide (U3Si2) fuel plates. A stringentquality assurance program requires among others,homogeneity measurements of uranium surface den-sity values of these fuel plates, which are traditional-ly accomplished with optical densitometry methods.We have implemented an alternative technique whichuses computer vision to determine uranium surfacedensity values in these fuel plates. Both techniquesare compared. Advantages of machine vision meth-ods include considerable time savings and a com-plete quantitative evaluation of uranium densities ascompared to the sparse technique involved in theoptical densitometry method.

CONTROL DE CALIDAD DEPLACAS COMBUSTIBLES

MEDIANTE PROCESAMIENTODIGITAL DE IMÁGENES

[email protected] Departamento de Ingeniería Eléctrica, Universidad de Santiago de Chile

2 Departamento de Física, Universidad de Santiago de Chile3 Planta de Elementos Combustibles, CEN Lo Aguirre, CCHEN

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RENATO SALINAS, ULRICH RAFF, HAROLD CORONADO, LUIS OLIVARES.

INTRODUCCIÓN

La Comisión Chilena de Energía Nuclear(CCHEN) es el organismo científico-técnico rectorde la energía nuclear en el ámbito nacional, con el finde contribuir al desarrollo político, económico ysocial del país. Su política principal es incrementarel conocimiento científico y tecnológico en lasaplicaciones pacíficas de la energía nuclear. Cuentacon dos reactores nucleares, llamados RECH-1 yRECH-2, ambos de investigación.

El RECH-1 tiene una potencia de 5 MW, el cualproduce y distribuye radioisótopos que son utiliza-dos en diferentes áreas del funcionamiento nacio-nal: desarrolla y produce fármacos para diagnósticomédico, utiliza fuentes intensas para irradiación dealimentos y esterilización de material médico-qui-rúrgico, presta servicios de análisis de isótoposnaturales estables y de elementos utilizados comotraza.

Este trabajo se desarrolló en la Unidad de Com-bustibles (UC) del Centro de Estudios Nucleares LoAguirre, que tiene por objetivo la investigación,desarrollo y aplicaciones de los metales y sus com-binaciones con otros materiales, con especial interésen aquellos con aplicaciones nucleares. La Unidadcuenta con una Planta de Elementos Combustibles(PEC) que posee la tecnología de fabricación dedichos elementos. El proceso de fabricación deelementos combustibles (EC) se inició con el obje-tivo de obtener una carga de 50 elementos combus-tibles de bajo enriquecimiento (20% U235) basadoen siliciuro de uranio (U3Si2) [1]. De esta manerase abastece de forma económica al reactor ubicadoen La Reina, como también se abrió la posibilidad deque Chile se establezca como un país productor deEC.

Los elementos combustibles están formadospor 16 placas planas, cada una constituida por unadispersión de un compuesto de uranio en aluminiocon un delgado recubrimiento de aluminio por am-bas caras. El material del centro de la placa es unadispersión de siliciuro de uranio U3Si2 en unamatriz de aluminio. El U3Si2 es fabricado conuranio enriquecido al 20% en el isotopo fisionableU235 y es llamado “meat”. Las placas están separa-das entre sí y soportadas en un contenedor. Ambosextremos del elemento combustible se encuentranabiertos con el fin de que circule agua por los canalesque quedan entre las placas y extraigan el calorgenerado durante la operación del reactor. Este tipode combustible se denomina MTR (Material Tes-ting Reactor). La figura 1 muestra una vista de unelemento combustible.

FABRICACIÓN DE ELEMENTOSCOMBUSTIBLES

La fabricación de los elementos combustibles selleva a cabo en el Departamento de Materiales Nu-cleares (DMN) de la CCHEN. De las 16 placascombustibles, dos dan al exterior del elemento y sellaman placas externas, cuya densidad volumétricade uranio es de 1,7 gU/cm3. Las catorce restantes seencuentran en el interior y son llamadas placasinternas, teniendo una densidad volumétrica de ura-nio de 3,4 gU/cm3.

Los procesos de fabricación del elemento com-bustible se muestran en la Fig.2.

Simultáneamente, se fabrican los marcos y tapasque rodean el compacto. Las placas son laminadas encaliente, para ello pasan por rodillos que las estiran,hasta llegar al tamaño y espesor deseado. [2]. Cadauno de los pasos es seguido con estrictos controles decalidad. Dentro de los controles finales, antes dearmar el elemento combustible, se encuentra la deter-minación de homogeneidad en la distribución deuranio en el meat, que se realiza mediante una radio-

Figura 1.- Vista deun elementocombustible tipoMTR del reactorRECH-1.

Figura 2.- Proceso de fabricación de elementoscombustibles de U3Si2.

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grafía que se toma a cada placa combustible.Simultáneamente, se fabrican los marcos y tapas

que rodean el compacto. Las placas son laminadas encaliente, para ello pasan por rodillos que las estiran,hasta llegar al tamaño y espesor deseado. [2]. Cadauno de los pasos es seguido con estrictos controles decalidad. Dentro de los controles finales, antes dearmar el elemento combustible, se encuentra la deter-minación de homogeneidad en la distribución deuranio en el meat, que se realiza mediante una radio-grafía que se toma a cada placa combustible.

En la placa combustible final, se distinguenmediante la radiografía, las siguientes zonas para elmeat (Ver Figura 3):● Zona alterada: Es la zona cercana a los extremos.

Ésta mide 15 mm desde la primera punta delborde (por efecto de la laminación, los bordes nonecesariamente forman ángulos de 90º),

● Zona entre límites: Es una zona difusa entremeat y los bordes del marco. Esta zona tiene unamedida máxima de 1,5 mm,

● Zona homogénea: Es la zona donde se encuentrael meat, y está rodeada por las zonas alteradas y

las zonas entre límites.Las dimensiones finales nominales de la placa

combustible se muestran en la siguiente Tabla:

Largo Ancho Alto(mm) (mm) (mm)

Placa interna 625,5 69,8 1,53

Placa externa 650,9 69,8 1,53

Meat (ambas placas) 603 60,15 0,61

HOMOGENEIDAD EN PLACASCOMBUSTIBLES

La determinación de homogeneidad consiste enmedir la distribución de uranio en la placa combus-tible y detectar las zonas que no cumplan con unrango establecido. Una buena distribución de uranioen la zona del meat de la placa combustible aumentala vida útil del combustible ya que previene defor-maciones por acumulación de productos de fisión yflujo irregular de neutrones. Las normas fijadas porla PEC de la CCHEN para este control son las

siguientes:● La densidad superficial de uranio no debe sobre-

pasar en ±20 % el valor de densidad nominal enla zona homogénea.

● En la zona entre límites la densidad superficialpuede estar entre +30 % y –100 % del valor dedensidad nominal

● La densidad superficial de uranio en las zonasalteradas debe estar entre un rango de +30 % y –20 % del valor de densidad nominal.

La densidad superficial nominal de uranio paraplacas internas es 205,63 mgU/cm2 y para placasexternas ,102,81 mgU/cm2.

MÉTODO DE DENSITOMETRÍA

El método de densitometría de placas radiográ-ficas consiste en medir luz transmitida a través de laplaca con un densitómetro óptico, aparato basado enun fotómetro. El puntero ocupado lee valores desdeáreas circulares de 3 mm de diámetro.

Para convertir los valores leídos por el densitó-metro de densidad óptica a densidad de uranio, secuenta con 6 pequeñas placas de diferentes conteni-dos de uranio llamadas patrones compuestas de unnúcleo de U3Si2-Al con densidades de U conocidas.Estos patrones son colocados junto a las placascombustibles en cada radiografía. Estos patronestienen el objetivo de representar una cierta densidadsuperficial de uranio, que dependerá de su contenidode U3Si2. Con el valor de densidad óptica queentrega cada patrón, y su respectivo valor de densi-dad superficial de uranio asociada, se puede trazaruna curva que permite interpolar los valores obteni-dos de la placa combustible. Como lo muestra eldiagrama siguiente, los valores son interpolados conla curva obtenida con los patrones cuyos puntosrojos son basados en 5 medidas cada uno.

Para medir la placa radiográfica, se coloca sobreella una plantilla que contiene 280 agujeros deltamaño del puntero del densitómetro, ordenados en5 columnas y 56 filas. Cada agujero corresponde auna medida, promediándose los valores de las filasy obteniéndose 56 valores finales. De cada zonaalterada se realizan 10 medidas. Mediante el diagra-ma se comprueba que los valores cumplen con losrequisitos de distribución de uranio. Esta técnica demedición cubre solamente un 6,5 % del área delmeat, y demora 1 hora en la adquisición de los datos

Figura 3. Zonas en el meat, visibles desdeuna radiografía.

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y 30 minutos en su análisis.Las técnicas utilizadas mundialmente para de-

terminar la homogeneidad en la distribución deuranio son escasas, predominando la técnica dedensitometría y el uso del escáner de rayos gammaque resulta muy costoso [2]. La técnica estándar deradiografía sugiere evaluar la homogeneidad sobreáreas de 1 cm2 dado que medidas sobre áreasmenores causan, por razones físicas, grandes varia-ciones en la estimación de densidad [3].

DESCRIPCIÓN DE LA TÉCNICADESARROLLADA

La técnica desarrollada permite obtener la den-sidad superficial de uranio en gU/cm2 en radiogra-fías tomadas de placas combustibles mediante técni-cas digitales. Ésta tiene 3 etapas:

● Radiografiado y revelado de las placas combus-tibles.

● Adquisición de imagen a través de escáner.● Procesamiento computacional de la imagen:

Para mejorar el sistema de densitometría se creóun nuevo procedimiento para radiografiado que re-quirió un cambio de la zona de radiografiado ycantidad de radiografías, cambio en los tiempos deexposición y una nueva identificación de las placascombustibles. El algoritmo desarrollado para el aná-lisis digital de las radiografías considera los siguien-tes pasos:

1. Lectura de la imagen.2. Ubicación de la zona del meat y de los patrones.3. Cuantificación de nivel de gris promedio para la

zona del meat y de los patrones.4. Presentación de los resultados.5. Imagen de densidad superficial de uranio en

seudo colores6. Gráfico Densidad superficial en función de la

Distancia Longitudinal.7. Impresión en papel de resultados.

PATRONES DE U3SI

2 + AL

Al hacer pruebas de los tiempos de exposicióncon los patrones de aleación U-Al se constató que larelación densidad superficial de uranio v/s densidadóptica variaba en función del tiempo de exposición.Estas pruebas se hicieron con 10 [s], 25 [s] y 40 [s]de tiempo de exposición para placas externas; y 15[s], 30 [s] y 50 [s] para placas internas.

Para que los patrones tengan el mismo compor-tamiento frente a los rayos X que el meat de lasplacas combustibles (U3Si2), se fabricaron patronesdel mismo material.

Estos patrones se sacaron de 6 placas combusti-

bles hechas con uranio natural, con diferente densi-dad superficial de uranio llamadas placas patrones,rotuladas como PP1, PP2, PP3, PP4, PP5 y PP6.Teóricamente 3 de éstas debían tener –10%, +10% yel valor nominal de densidad superficial de uraniopara placas internas, y las otras la misma relaciónporcentual pero para placas externas. Para obtenerun valor más aproximado de densidad superficial deuranio, de cada placa patrón se sacaron dos muestrasde forma circular de 1 cm2, muy cerca al patrón, paraenviarlas a un análisis químico. El análisis químicoentrega la cantidad de uranio en gramos que seencuentra en esa muestra.

La figura 4 ilustra la región de toma de muestras.Cada patrón se sacó del centro de la placa con unadimensión de 1,5 x 1,5 cm, y las muestras para análisisquímico a su costado, rotuladas como H1 y H2.

Los resultados del análisis químico se muestranen la siguiente tabla:

Identificación Densidad superficialde uranio (gU/cm2)

PP1 2,2814PP2 1,8666PP3 1,1407PP4 0,9333PP5 1,037PP6 2,074

En la segunda columna se encuentra el resul-tado de densidad superficial de uranio obtenido poranálisis químico, que corresponde al promedio dedensidad superficial de uranio de las dos muestras.Estos valores se ocupan en el algoritmo de análisisde imagen para obtener la relación densidad super-ficial de uranio v/s nivel de gris promedio.

PROCEDIMIENTO DERADIOGRAFIADO

Debido al error de foco y al tamaño de lazona máxima de adquisición del escáner ocupado, sedeterminó que las placas combustibles deben radio-grafiarse en tres zonas. La primera es la zona quequedará cercana al filtro del EC y se denomina zonadel Filtro (F); la siguiente es la zona central denomi-nada zona Centro (C), y la última zona cercana a la

Figura 4.- Toma de muestras de la placa patrón PP1.

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boquilla del EC es llamada zona de la Boquilla (B).De cada zona se obtiene una placa radiográfica, quejuntas permiten tener una visión completa de la placacombustible. Cada placa radiográfica debe ser iden-tificada y marcada para su posterior análisis. Laidentificación y posición de las placas aparece en laFigura 5. Sobre la placa radiográfica se coloca laplaca combustible, los patrones (encapsulados enuna barra transparente), y las letras de plomo paraidentificación. La placa combustible debe alinearsecon la marca de un centímetro del borde de la placaradiográfica y el centro transversal. Los patronesvan a la derecha, cuidando no salirse del borde. Lasletras indican zona, tipo de placa y número de placa.Además, hay que agregar una ficha de plomo queindica el centro de la placa radiográfica.

Luego del trazado y la ubicación, es posibleradiografiar. Los parámetros de exposición son lossiguientes: Tensión 100 [kV], Corriente 8 [mA],Tiempo 40 [s] (Placa interna), 30 [s] (Placa externa).Luego las tres radiografías se digitalizan medianteun escáner con adaptador de transparencias.

BÚSQUEDA EN EL EJE-X DEL INICIOY EL FIN DEL MEAT.

La determinación del ancho del meat se ilustraen la Figura 6. Este se determina a lo largo delcostado del meat entre 5,2 cm y 6,2 cm del bordeinferior de la imagen. Estas zonas se indican con untrazo negro vertical entre las líneas horizontales. Labúsqueda del borde se realiza a esa distancia para

evitar medir en la zona sin meat (zona inferior de lafigura 6). Esta posición y tamaño de la medida seobtuvo experimentalmente, dando un buen resulta-do en todas las placas analizadas.

La Figura 7 muestra la técnica de medición delos niveles de gris en los patrones que acompañan lasimágenes digitales de las placas de U3Si2 en unamatriz de Al.

Los datos obtenidos de densidad superficial deuranio, mínima, promedio y máxima de la zonahomogénea del meat se muestran en la siguientetabla:

RESULTADOS DEL CONTROL DECALIDAD DIGITAL.

La figura 8 muestra en una imagen representati-va del proceso de control de calidad los resultadoscuantitativos y cualitativos de la homogeneidad de laplaca externa “PE118”. El cursor que se nota en lasegunda columna (centro de la placa EC) permite enforma interactiva al usuario recorrer las distintaszonas de la placa con indicación de la densidad desuperficie de U en mg/cm2 como se aprecia en elborde inferior de la imagen. La cuarta columnaindica mediante pseudo colores los rangos acepta-bles e inaceptables de densidad superficial.

Figura 5. Identificación y posición de las placas pararadiografiado.

Figura 6. Búsqueda del meat en el eje x.

Figura 7. Zona de medición del nivel de gris promedio.Esta medida es realizada 0,25 cm. después de los bordesdetectados, para evitar errores debido a rotaciones.

Placa Máx. Prom. Mín. Máx. Prom. Mín.

PE 56 111 98 89 104 96 85,06

PE 114 106 97 86 103,3 97,17 89,96

PE 115 117 102 83 104,5 97,56 86,86

PI 92 210 189 163 204,7 194,2 168

PI 107 215 195 173 209,8 198,9 181,7

PI 108 214 194 167 207 195,8 176,1

Densitometría [mgU/cm2 Escáner [mgU/cm2]

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Analizando los datos obtenidos de los prome-dios de densidad superficial de uranio en la zonahomogénea del meat, se observa una pequeña varia-ción en el método con escáner en relación con elmétodo con densitómetro óptico en 5 placas (meno-res o cercanos al 2%) y una mayor variación en laplaca externa 115 (cercana al 4 %), como se muestraen la siguiente tabla:

Placa Porcentaje de desviación delmétodo con escáner enrelación con el método condensitómetro óptico

PE 56 2,04

PE 114 -0,175

PE 115 4,35

PI 92 -2,75

PI 107 -2

PI 108 -0,927

Las diferencias entre los distintos métodosse deben a que la medida realizada por el densitóme-tro óptico corresponde a un área de una circunferen-cia de 3mm de diámetro mientras que el softwarehomogeneidad toma áreas de 1 cm2. La normaindica que mediciones en pequeñas áreas provocangrandes variaciones en la estimación de densidadsuperficial de uranio [2]. Esto explica que los máxi-mos sean de mayor valor y los mínimos de menorvalor en el método con densitómetro óptico porsobre el método con escáner, a pesar de que se cubramenor porcentaje de superficie.

CONCLUSIONES

De acuerdo con lo desarrollado, se extraen a lassiguientes conclusiones:● Se ha logrado una colaboración provechosa en-

tre la Universidad de Santiago de Chile (repre-sentada por el DIE) y el Departamento de Mate-riales Nucleares de la Comisión Chilena deEnergía Nuclear.

● Se logró una reducción en los tiempos de proce-so, que disminuyó en adquisición de datos desdela placa radiográfica de 1 hora por placa com-bustible a 4 minutos y en análisis de los datos de30 minutos por placa combustible a 2 minutos.

● Se mejoró el sistema de radiografiado previo,implementando un procedimiento experimentalpara evitar errores de exposición.

● Se fabricaron nuevos patrones, obteniendo valo-res de densidad superficial de uranio más cerca-nos a la realidad.

Fig. 8. Radiografía digitalizada de la placa externa PE118con resultados de homogeneidad y rangos de calidadcorrespondientes a los porcentajes a la derecha.

Figura 9. Mínimo, promedio y máximo de la densidadsuperficial de U a lo largo de la placa de combustibleobtenido con el método computacional de acuerdo a laFig. 8.

Figura 10. Mínimo, promedio y máximo de la densidadsuperficial de U a lo largo de la placa de combustibleobtenido con el método densitométrico para la mismaplaca mostrada en Fig. 9.

Las Figuras 9 y 10 permiten una comparaciónentre los resultados obtenidos con el análisis digitaly la técnica densitométrica

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● El área cubierta de placa combustible es de un100 %, con lo que se mejoró la toma de muestras,que en el método anterior abarcaba solo un 6,5 %del área total.

PROYECCIONES FUTURAS

Para aumentar las ventajas de este trabajo serecomienda considerar los siguientes proyectos afuturo:

● Crear un procedimiento que indique cuándo unaplaca combustible puede ser rechazada por pun-tos de grandes concentraciones de uranio en elmeat.

● Obtener patrones cercanos a los valores límite(densidad superficial de uranio aproximada de+30 %, +20 % y -20 % del valor nominal deplacas internas y externas) para permitir unanálisis más confiable para placas que se salende las normas actuales.

BIBLIOGRAFÍA

[1] (Marzo de 1997). Descripción de las operacio-nes del proceso de fabricación de elementoscombustibles tipo MTR en base a siliciuro deuranio de bajo enriquecimiento, CCHEN –DMN.

[2] (1988). Standardization of specifications andinspection procedures for LEU plate-type re-search reactor fuels, IAEA – TECDOC – 467

[3] B.E. Foster, S.D. Snyder, y R.W. McClung(1965). Continuous scanning x-ray attenuationtechnique for determining fuel inhomogeneitiesin dispersion core fuel plates, Oak Ridge Natio-nal Laboratory – ORNL – 3737.

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