核燃料燃耗的质谱测定

研究和评论了目前使用在核燃料燃耗测定中的各种方法,并着重讨论了破坏性燃耗测定的质谱法。质谱法包括重元素同位素丰度比法和同位素稀释质谱法。重元素同位素丰度比法只适用于深燃耗,而燃耗监测体法适用于各种燃耗水平。最后,根据实践经验,提出了质谱法燃耗测定中值得注意的几个问题。     

AMS直接测量铀微粒次同位素比的方法

铀微粒同位素比测定在核保障环境取样中发挥着重要作用,目前铀微粒中次同位素比的准确测定方法尚未完善。本工作使用小型加速器质谱研究了一种直接测量铀微粒中次同位素比的分析方法,采用CRM铀系列同位素标准样品,选取不同丰度、不同粒径的铀微粒进行测量分析,CRM-U200、CRM-U970微粒²³⁴U/²³⁵U和²³⁴U/²³⁶U同位素比的测量值与标称值之间的相对误差分别小于10%和20%,该法可实现微米级铀微粒的高灵敏测定,为单铀微粒的次同位素比分析提供了新的技术路线。     

堆后铀产品中232U测定方法研究

²³²U是燃料元件制造中需严格控制的铀同位素,为此,需建立一种准确的测量方法。本工作建立了一种α谱仪和质谱法相结合测定铀产品中²³²U含量的新方法。采用质谱法测量²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U与²³⁸U的同位素丰度比,α谱仪测量²³²U的活度和²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U、²³⁸U的总活度,即可计算出铀产品中²³²U的浓度。对于²³²U含量为1.118 ng/g的样品,16次测定数据的相对标准偏差为3.43%,证明该测量方法有效,可应用于实际样品的分析测定。     

热电离质谱直接测定铀氧化物中氧同位素

本文研究了热电离质谱（TIMS)直接测量粉末状铀氧化物中氧同位素的方法,涉及主要测量条件包括环境中氧、样品带材料、样品颗粒大小和测量方式等对测量结果的影响。对仪器的相关测量参数进行了优化,并建立了TIMS直接测量粉末状铀氧化物中¹⁸O、¹⁶O原子个数比的方法。对TIMS法与经典测量氧同位素的氧化法的测量结果进行了比较,两者的相对偏差为0.2%。TIMS法的¹⁸O、¹⁶O原子个数比测量精度优于0.28%。     

快速测量Xe稳定同位素丰度及其质量歧视校正

为准确测量Xe同位素丰度,本研究针对Xe同位素电离后各离子在磁场中的运动特征设定了MAT253型质谱计法拉第杯的位置,并用其快速测量了天然Xe的9种同位素丰度。MAT253作为一种磁质谱计,为解决测量同位素丰度时的质量歧视效应问题,采用内标法,利用幂函数、指数和平衡校正规律对Xe同位素丰度的质量歧视进行校正。测量结果的相对标准偏差≤0.13%,而以¹³¹Xe/¹³²Xe做为内标的幂校正方法,得到的Xe同位素丰度更接近于参考值。校正后各同位素与参考值的偏差均≤1.46%,且各同位素的标准不确定度均≤0.21%(k=2)。     

加速器质谱法测量含铀微粒中铀同位素比的方法研究

准确测定含铀微粒同位素比在核保障中有重要的应用价值。本文采用将含铀微粒溶解并加入高纯Fe粉烘干的方法制样,采用中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器质谱测量靶样中的同位素比。通过对CRM铀系列同位素标准样品的分析表明,该方法可测定高于10^-5的²³⁶U/²³⁸U同位素比;对于²³⁵U/²³⁸U同位素比在10^-4～10^-1范围内的含铀微粒,²³⁵U/²³⁸U同位素比相对扩展不确定度均小于10%。     

硼同位素丰度质谱测量方法的研究

通过检测天然硼同位素中的负离子BO2-,对天然硼同位素丰度比的质谱的测定方法进行了研究.对发射剂的选取、氧同位素贡献的扣除、质量歧视效应的修正等方面的研究表明,利用SrCl2作为发射剂,对硼同位素丰度进行质谱测量,可以简化样品前处理方法,减少样品进样量,降低分馏效应对测量的影响,提高数据的准确性和重现性,提高了热电离质谱测量微量硼同位素丰度比的不确定度水平.     

AG-MP-1M在氢溴酸体系中分离镉的方法

Cd同位素质谱分析中存在的质谱干扰有¹¹⁰Pd、⁷⁰Zn⁴⁰Ar、⁹⁵Mo¹⁶O、¹¹²Sn、¹¹³In、¹¹⁴Sn和⁹⁸Mo¹⁶O等。因此在分析前应将Cd元素与产生干扰的其他元素分离，以避免测量过程中的质谱干扰。目前分离Cd的常用方法通常采用盐酸体系，分离过程中存在Sn与Cd分离困难的问题，操作步骤繁琐且淋洗体积大。针对上述问题，本工作开发了用阴离子树脂AG-MP-1M在氢溴酸体系中分离Cd的方法，采用混合酸消解的方法将样品消解完全后，用1 mL 0.25 mol/L的氢溴酸溶解样品并上柱，用3 mL 0.25 mol/L氢溴酸淋洗后可将绝大部分Sn、Zn、Mo等元素分离，然后用1 mL 2 mol/L盐酸和3 mL 0.5 mol/L盐酸淋洗Pb等其它元素，最后，用3 mL 0.002 mol/L盐酸解吸Cd。实验表明Cd回收率可达99.1%，且能将Sn、Zn、Mo等产生干扰的元素完全分开。采用此方法分离Cd总的淋洗体积为10 mL，和之前文献报道的方法相比大量减少了淋洗体积。该方法提高了Cd的分离效果，节约了实验流程时间，可用于Cd含量测试和Cd同位素测试的前处理工作中。     

通过测量模拟样品中236U与238U原子个数比估算燃耗的探索研究

自然界中²³⁶U与²³⁸U原子个数比约10^-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中²³⁶U与²³⁸U原子个数比不同,一般为天然²³⁶U与²³⁸U原子个数比的10⁷～10¹¹倍。通过测量环境样品中的²³⁶U与²³⁸U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱（MC-ICP-MS）技术测定²³⁶U与²³⁸U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。     

SIMS含铀微粒同位素比分析中多原子离子影响及消除方法研究

实际环境样品基体成分十分复杂，多原子离子对二次离子质谱(SIMS)单微粒铀同位素比分析的影响不可忽略。本文实验分析了Pb、Ni、Zn、Si的多原子离子在SIMS单微粒铀同位素比分析中的干扰，并分别采用提高质量分辨率以及根据核素离子强度扣除其多原子离子的方法对结果进行校正。结果表明：Pb和Ni的多原子离子会影响含铀微粒次同位素比的测量，对铀主同位素比的影响可忽略；Zn和Si的多原子离子对铀主、次同位素比测量均基本无影响。将质量分辨率提高至800，能完全消除Ni多原子离子的影响，Ni-CRM U030混合（Ni粉混合CRM U030）微粒²³⁴U/²³⁸U同位素比测量值与参考值之间的相对偏差基本好于5%，²³⁶U/²³⁸U同位素比测量值与参考值之间的相对偏差基本好于15%；Pb多原子离子干扰无法通过提高质量分辨率进行消除，根据Pb离子强度扣除其多原子离子后，Pb-CRM U030混合微粒的²³⁴U/²³⁸U同位素比测量值与参考值之间的相对偏差基本好于10%，²³⁶U/²³⁸U同位素比测量值与参考值之间的相对偏差基本好于50%。将以上消除干扰的方法应用于真实样品分析，结果表明，其有效消除了多原子离子带来的干扰。     

乏燃料溶解尾气中氙的取样分离及稳定同位素比的测量

采用活性炭低温收集的方法对空气中的氙（Xe）进行收集，经活性炭初步分离后，再用5Å分子筛进一步分离纯化，获得可用于气体质谱仪测量的Xe样品，然后采用气体质谱仪对Xe的稳定同位素比（R）进行准确测量。研究确定了活性炭、分子筛对Xe的分离性能与操作条件，建立了Xe的收集和纯化方法。对空气中R(¹³⁴Xe/¹²⁹Xe)、R(¹³¹Xe/¹²⁹Xe)、R(¹³²Xe/¹²⁹Xe)测量的相对标准偏差分别为0.32%、0.15%、0.14%(n=3)。采用该法对乏燃料剪切、溶解尾气中的Xe进行了取样、纯化、测量，并利用Xe同位素比计算了乏燃料燃耗。结果表明：采用R(¹³²Xe/¹³⁴Xe)推算的燃耗比R(¹³¹Xe/¹³⁴Xe)更接近真实值，与真实值的偏差在20%左右。     

乏燃料溶解尾气中氙的取样分离及稳定同位素比的测量

采用活性炭低温收集的方法对空气中的氙（Xe）进行收集，经活性炭初步分离后，再用5Å分子筛进一步分离纯化，获得可用于气体质谱仪测量的Xe样品，然后采用气体质谱仪对Xe的稳定同位素比（R）进行准确测量。研究确定了活性炭、分子筛对Xe的分离性能与操作条件，建立了Xe的收集和纯化方法。对空气中R(¹³⁴Xe/¹²⁹Xe)、R(¹³¹Xe/¹²⁹Xe)、R(¹³²Xe/¹²⁹Xe)测量的相对标准偏差分别为0.32%、0.15%、0.14%(n=3)。采用该法对乏燃料剪切、溶解尾气中的Xe进行了取样、纯化、测量，并利用Xe同位素比计算了乏燃料燃耗。结果表明：采用R(¹³²Xe/¹³⁴Xe)推算的燃耗比R(¹³¹Xe/¹³⁴Xe)更接近真实值，与真实值的偏差在20%左右。     

钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析

钍是一种可转换材料,将其转换成²³³U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及²³³U和²³²Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90 GW•d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75 GW•d/tHM时组件中²³³U存余量与²³²Th消耗量之比达0.566。     

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU（quantification of margins and uncertainties）有效性认证所必须的参数之一，核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND（burnup uncertainty of nuclear data），将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合，完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数k_eff不确定度分析，并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示：初始时刻，两种燃料循环模式下，核数据导致的k_eff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加，核数据引起的k_eff不确定度增加。寿期末，两种燃料循环模式下，对k_eff不确定度影响显著增加的反应道分别为²³⁹Pu(nubar)、(n，f)、(n，γ)、¹⁰⁵Rh(n，γ)、¹³⁵Xe(n，γ)和²³⁴U(n，γ)、¹⁴³Nd(n，γ)、^131,135Xe(n，γ)等。     

蒙特卡罗方法在CZT探测器测量乏燃料组件燃耗中的应用

利用碲锌镉（CZT）探测器组成的γ谱探测系统是一种测量乏燃料组件燃耗的较有效的方法。本文利用蒙特卡罗方法,借助于Geant4软件包计算在两种测量方式、多个准直高度条件下组件中¹³⁷Cs和¹³⁴Cs的全能峰探测效率,对测量结果的正确评价分析具有一定意义。另外,采用偏倚抽样方法确定源粒子发射方向,极大提高了CZT探测器全能峰探测效率。     

乏燃料废包壳残留物质核素分析计算

为分析计算乏燃料废包壳残留物质的核素含量，以M310型核电机组及燃料组件为分析对象，建立了乏燃料废包壳残留物质核素含量分层计算模型，用SCALE程序计算分析了²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比等主要参数随燃耗及冷却时间的变化。计算结果表明，²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比随燃耗及冷却时间的变化均可用三阶多项式拟合。本文工作为废包壳残留物质非破坏性测量方法研究提供了数据支持。