HTGR燃料芯核及包覆颗粒的物性测试

本文介绍用图象分析技术对高温气冷堆燃料芯核的直径、密度和球形度,以及包覆燃料颗粒的疏松碳层,致密碳层和碳化硅层的涂层厚度和涂层密度的定量测试方法。本方法快速、准确,测量相对标准偏差为1%。     

HTGR颗粒燃料包覆工艺研究

包覆颗粒燃料涂层工艺是高温气冷堆(HTGR)关键技术之一。在研究制备工艺参数对包覆层性能的影响的基础上,确定了制备包覆颗粒燃料的最佳工艺条件,并制备出达到冷态设计要求的 Triso 型包覆颗粒燃料。     

伏尔哈德法测定八氧化三铀中卤素的不确定度评定

文章对伏尔哈德法测量八氧化三铀中卤素含量的不确定度进行了分析,确定三种测量不确定度分别是由测量重复性、样品中卤素的百分含量及样品中铀的百分含量引入的,并对每一类测量不确定度进行了分析评价。通过对各不确定度分量的量化和分析得出,八氧化三铀中卤素含量测量不确定度主要来源于测量样品中卤素的百分含量引入的不确定度,其扩展不确定度为0.0014%。     

高温气冷堆包覆燃料颗粒尺寸测量方法研究

包覆燃料颗粒是高温气冷堆燃料元件的关键组元,包覆燃料颗粒包覆层的厚度和密度决定了包覆颗粒以及燃料元件的性能,而包覆层的厚度和密度均可通过精确测量其尺寸和质量来获得,因此,精确测量包覆燃料颗粒的尺寸至关重要.本文讨论了X射线显微照相一投影放大法、V型槽法、光电测长法、金相法、图像分析法、计算机自动光学显微分析仪法、颗粒尺寸分析仪法等几种测量方法的优缺点,根据测量方法的精度以及是否满足在线检测要求等因素,提出采用高精度的计算机自动光学显微分析仪法和自动颗粒尺寸分析仪法等测量包覆燃料颗粒的尺寸将是非常好的在线检测方法.     

TRISO微球涂层的微结构与力学性能研究

以ZrO₂微球为模拟核芯，通过流化床化学气相沉积(FBCVD)工艺制备了三结构同向性包覆颗粒(TRISO)微球，利用扫描电镜、透射电镜等对TRISO微球各包覆涂层的微结构进行了观察分析，并采用微米压痕法测试了各包覆涂层的弹性模量和维氏硬度，在此基础上通过压溃实验对SiC涂层的断裂强度进行了测试。结果表明：(1)Buffer层由大量的球状碳颗粒组成，涂层中存在较多的大孔；(2)内PyC层和外PyC的结构类似，由大量表面包裹片层结构的球状碳颗粒组成，致密度相对较高；(3)SiC层以典型的β-SiC结晶态存在，原子层间距为0.26 nm；(4)各包覆涂层中，Buffer层的弹性模量和维氏硬度最低，分别在13.29GPa和1.78 GPa左右，内PyC层的弹性模量和维氏硬度分别在25.80 GPa和3.18 GPa左右，外PyC层的弹性模量和硬度分别在28.15 GPa和3.66 GPa左右，SiC层的弹性模量与硬度均最高，分别在141.4 GPa和21.51 GPa左右；(5)通过压溃实验测得的SiC层平均断裂强度为2581 MPa。TRISO微球各包覆涂层不同的结构特...     

颗粒尺寸分析仪法测量包覆颗粒疏松层密度的研究

包覆燃料颗粒的质量对于高温气冷堆安全运行起着重要作用。低密度热解炭层作为包覆的第一层非常关键,关系到包覆燃料颗粒和燃料元件的性能质量。本文介绍一种用颗粒尺寸分析仪测量疏松热解炭层密度的方法,该方法采用颗粒尺寸分析仪测量包覆前后颗粒的直径,再结合天平称得包覆前后颗粒的质量,经过计算得到包覆燃料颗粒疏松热解炭层的密度。对该方法测量包覆燃料颗粒疏松层密度的测量精度进行了验证。结果表明,该方法的测量精度满足测试要求,且该方法快速、便捷,适于工程应用。     

车载放射性废物体在线监测结果的不确定度评定

基于BECK公式建立了车载放射性废物体在线监测模型,其复杂的测量公式使得公式的求导、各影响因素之间的相关系数难以采用解析计算方法实现,导致利用不确定度传播定律进行不确定度评定存在困难。应用蒙特卡罗不确定度合成方法评价了车载放射性废物体在线监测结果的不确定度,解决了就地γ能谱测量中的不确定度评定问题。其评定流程是首先采用A、B类不确定度评定方法评价各测量参数的不确定度,然后使用蒙特卡罗不确定度合成方法对不确定度分项进行合成。结果表明,241Am测量结果的不确定度<40%(1σ),137Cs、60Co和152Eu测量结果不确定度<34%(1σ)。     

包覆燃料颗粒应力的有限元分析

高温气冷堆的燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中组成。在反应堆运行过程中,辐照及各复杂的物理化学反应产生的应力会使包覆燃料颗粒发生破损,对包覆燃料颗粒进行应力分析是评价燃料元件和反应堆运行安全性能的主要内容之一。本文基于压力壳模式,主要考虑内压作用下的球形壳层应力及包覆燃料颗粒的非球形因素,用有限元法对应力进行了分析。     

球形燃料元件中包覆燃料颗粒的化学分析

报道了高温气冷堆球形燃料元件中包覆燃料颗粒的表面铀沾污、自由铀含量及包覆燃料颗粒的装铀量等性能指标的测试方法、范围及测量误差。利用激光荧光法测量并计算了包覆燃料颗粒中的自由铀含量及表面铀 沾污,利用电位滴定法测量了包覆燃料颗粒的装铀量。结果表明,经4层连续包覆的包覆燃料颗粒的质量符合并满足高温气冷堆球形燃料元件对包覆燃料颗粒的设计要求。     

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。     

中子活化法测量氙在塑料闪烁体表面吸附量的研究

采用叠层式β-γ符合探测器测量弱放射性氙同位素时,由于氙在β探测器（BC404）内壁吸附而增大了其本底,影响后续弱样品的测量。利用中子活化分析法在痕量元素分析中的高灵敏度、无损等特点,采用14.1 MeV中子辐照吸附有氙的塑料闪烁体（BC404）样品,通过MCNP模拟计算和活化产物¹³³Xe和¹³⁵Xe特征γ射线的测量,获得了氙在塑料闪烁体表面的吸附量。结果表明：中子活化分析法能准确测量氙在塑料闪烁体表面的吸附量,其测量结果的相对合成标准不确定度约为22%。根据不确定度的来源对提高测量精度提出了具体建议。     

脉冲X射线衍射法测量冲击加载下的晶格形变量

脉冲X射线衍射可实现冲击加载下材料晶格形变量的在线测量。在建立晶格形变量的脉冲X射线衍射测量模型的基础上,分析了撞击倾斜及晶体宏观位移对衍射测量结果的影响。确定了影响晶格形变量测量的晶体样品宏观位移及衍射峰读出等因素的不确定度来源,建立了各种因素综合影响下的不确定度分析方法。给出了轻气炮驱动的平面冲击加载实验中LiF(100)晶体的脉冲X射线衍射测量结果,实验获得了晶体处于3.65 GPa和2.33 GPa两个不同冲击压缩状态下的动态衍射峰。经计算得到的晶格形变量与材料宏观雨贡纽关系吻合,并从晶格层面上证实了LiF晶体在冲击塑性形变时晶格处于各向同性的压缩状态。     

基于激光诱导荧光法的空泡份额测量

激光诱导荧光技术作为可视化实验领域中的新技术,在核反应堆热工水力研究中得到了越来越广泛的运用。将激光诱导荧光技术应用于气液两相流空泡份额的测量中,介绍了激光诱导荧光法测量空泡份额的原理,描述了激光诱导荧光法测量空泡份额的具体实施方法,说明了图像数据的处理方法,并将该测量空泡份额方法用于气液两相流实验测量研究,在不同工况下进行了竖直通道内两相流空泡份额测量实验。实验结果表明,利用激光诱导荧光技术测得的空泡份额与理论预测结果符合较好。运用该方法能对流场内的空泡份额分布进行连续测量,且不会对流场造成干扰。     

MUA型微量铀分析仪测定801矿铀的不确定度评定

测量不确定度是一个合理表征测量结果分散性的参数,体现着测量质量的高低。分析了用MUA分析仪测量801矿铀含量过程中不确定度的来源并计算各不确定度分量,得出合成标准不确定度和扩展不确定度,结果表明:MUA分析仪测量801矿铀的测量不确定度小,可信度高,其测量不确定度来源的主要因素为重复性实验不确定度。     

Intra-pellet neutron flux distribution measurements in LWR critical lattices

We have developed inexpensive and easy-handling measurement methods on intra-pellet neutron flux. A foil activation method with metallic foils, which were fabricated by punching out technique and etching technique to reduce fabrication error and positioning error, was used for the intra-pellet neutron flux distribution measurement. The developed method was applied to measure intra-pellet neutron flux distributions in a reduced–moderation light water reactor (LWR) lattices, and uncertainty of the distributions was estimated to be 1% to 2%. Measured values were analyzed with a continuous energy Monte Carlo code. Comparison of measurements and analyses revealed that the developed method is useful for the validation of an advanced fuel design method considering neutron behavior in fuel pellets.     

采用无源符合中子法测量含钚材料

研究了无源符合中子法测量不同含Ｐｕ材料的方法和技术。采用高计数率符合中子计数器测量材料中的２４０Ｐｕ等核素自发裂变产生的裂变中子，通过计算等效２４０Ｐｕ量来确定材料中的总含Ｐｕ量。在现场实测了含Ｐｕ炉渣等十多类各种物理形态的材料。讨论了测量数据的修正及误差来源。测量误差一般在８％—１１％，大部分结果与天平称重估算法在１０％内符合。     

Considerations of uncertainties in evaluating dynamic reliability by GO-FLOW methodology – example study of reliability monitor for PWR safety system in the risk-monitor system

The uncertainty analyses have been considered as a relevant topic since WASH-1400 and analysis was performed for identifying the risk measure, e.g. plant- and core-damage frequency or the frequency of a large early release of radioactivity in the probabilistic safety assessment (PSA) or probabilistic risk assessment. There are two main sources of uncertainty such as aleatory uncertainty and epistemic uncertainty (parameter uncertainty, model uncertainty and completeness uncertainty) for risk analysis in PSA or risk-monitor system. A sensitivity analysis is related field to uncertainty, which can provide information of the most effective on those inputs of PSA, which are mostly contributed to the uncertainty.

In this paper, uncertainty analysis (epistemic) has been conducted in the evaluation of dynamic reliability of safety-related subsystem for risk analysis. GO-FLOW methodology has been employed for the procedure of uncertainty analysis alternatively to Fault Tree Analysis and Even Tree because it is success-oriented system-analysis technique and comparatively easy to conduct the reliability analysis of the complex system. The method used sample data from Monte Carlo simulation to quantify uncertainty in terms of appropriate estimates for analysis results. Pressurized water reactor containment spray system has been taken as an example of safety-related subsystem. The results of this paper show that the uncertainty analysis is an important part for the practical evaluation of the system dynamic reliability and makes the reliability prediction more accurate compared with the result without the uncertainty analysis. The GO-FLOW methodology can be employed easily for uncertainty analysis with its advance functions.     

放射性核素核查氙总量分析及不确定度评估

氙总量分析是放射性核素核查的重要技术内容。本文针对国际监测系统（IMS）放射性核素台站惰性气体氙取样监测设备归档样品的特点,研究了热导池检测器（TCD）测量氙气体样品的进样条件,建立了实验室测量分析惰性气体样品中氙总量的标准流程及其不确定度评估方法。以国际惰性气体实验（INGE）传递样品的分析为例,评估了样品中氙总量分析结果的相对合成标准不确定度,结果为1.96%。     

氚气标准源活度浓度测量不确定度分析

氚气标准源的活度浓度量值对于氚活度浓度监测与校准的溯源非常重要,对于氚气活度浓度的测量,通常采用长度补偿法,本研究基于内充气正比计数器测量氚活度浓度的方法,对测量结果不确定度的来源进行了分析,并给出了评定结果。氚活度浓度的不确定度主要来源于本底与计数的统计涨落、体积测量、死时间修正、壁效应修正、以及测量重复性与稳定性。结果表明,对于7×10³ Bq/L的氚气标准源,其活度浓度测量结果的合成标准不确定度u_c=1.6%。