由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的照射史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,r)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量、可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有如下特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd获得燃耗结果的修正量分别为+0.29%,+16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

用~(144)Ce作监测核放化法测定辐照核燃料的燃耗

通过放化法分析辐照核燃料中~(144)Ce的量,来测定辐照核燃料的燃耗值。本文研究了HDEHP萃取分离铈的条件;并直接将反萃液制成液体源来测定~(144)Ce的含量,通过EDTA络合滴定铈,校正推荐程序的化学产额。多次分析结果表明,本方法的相对标准偏差为±0.5%。实测了辐照燃料中~(144)Ce的含量并计算了核燃料的燃耗值,它与直接γ谱法、质谱法(以~(148)Nd为监测核)和放化法(以~(137)Cs为监测核)所得的结果都符合很好。     

用直接γ能谱法破坏性测定核反应堆辐照燃料燃耗

本文介绍用高分辨Ge(Li)探测器-多道计算机系统,不经化学分离而破坏性测定反应堆辐照燃料燃耗的研究结果。以~(137)Cs、~(144)Ce为燃耗监测体,采用与标准源直接比较的方法测定燃料溶解液中燃耗监测体的浓度;对ADC的分析时间和脉冲堆积引起的计数损失进行了精确的校准;比较了曲线拟合法、TPA法、峰外扣本底法、WASSON法求面积的精度。~(106)Ru、~(137)Cs、~(144)Ce放射性浓度的误差分别为±1.3％、±1.6％、±1.3％(置信度为95％),与放化分离法的偏差分别为-1.1％、 0.74％、 1.1％。根据燃料辐照历史的记录,采用辐照史校正程序精确计算了燃耗监测体的堆内衰变量、中子俘获反应的修正量和~(235)U、~(238)U、~(239)Pu、~(241)Pu的平均裂变产额。辐照史校正对由~(137)Cs、~(144)Ce获得燃耗值引入的误差分别为±0.2％和±0.3％。这两个燃耗监测体获得燃耗值的综合误差均为±2.0％。与同位素稀释质谱法测定~(148)Nd所得燃耗值的比值分别为0.98和0.99。     

用~(137)Cs为监测体的放化法测定核燃料的燃耗

本文建立了磷酸锆(ZrP)分离-铂氯酸沉淀分析核燃料溶液中~(137)Cs和~(134)Cs的程序,该程序适用于测定核燃料的燃耗。程序的精密度在±0.5％以内。用所测得的~(137)Cs计算的燃耗值与用~(144)Ce为监测体的结果在1.6％内符合。还测定了~(134)Cs/~(137)Cs放射性比与燃耗的关系,并给出了经验公式。也简述了有关的制源技术。     

用~(148)Nd法分析核燃料的燃耗

本文叙述用同位素稀释质谱法以浓缩~(150)Nd 为稀释剂、~(148)Nd 为燃耗监测体测定辐照后核燃料的燃耗,其精密度为1.8%。较详细地讨论了同量异位素的干扰和修正。     

水中~(137)Cs、~(106)Ru、~(95)Zr的浓集和测定

一、引言~(137) Cs、~(106) Ru、~(95) Zr 都是~(235) U 慢中子裂变产生的主要放射性核素。~(137) Cs 的半衰期为30年,在长半衰期的裂变产物中占有相当重要地位。~(106) Ru 的半衰期为1年,在裂变后1-3年期间占有较多的份额,再加钌的化学性质复杂,在废水中不易被清除,在     

核取证在核反应堆特征分析中的应用

以燃料栅元模型和3维燃耗计算程序MCCOOR为基础,对5 MW石墨气冷堆慢化材料、燃料元件的核素成份进行了数值模拟分析。通过核素关联分析该反应堆的特征,验证了慢化剂中~(14)C、~(10)Be含量可标识总中子通量特征,燃料元件主要放射性裂变产物~(144)Ce、~(134)Cs、~(147)Pm、~(154)Eu、~(90)Sr、~(137)Cs可标识后处理时间及次数特征,燃料核素比值可标识堆型特征。分析表明,在去核化核查核取证时,可采样分析石墨慢化剂~(14)C、~(10)Be的含量确认该反应堆的主要运行历史,也可通过分析后处理池主要放射性裂变产物含量,确认后处理的次数。在防扩散核取证时,分析材料核素比值n_(238_(Pu))/n_(pu,total)与n_(242_(Pu))/n_(240_(Pu))和可判断材料的生产堆型,以缩小被截获材料的来源范围。     

~(148)Nd法测定燃耗时对希土元素污染的修正

用~(148)Nd 法测定核燃料燃耗时,来自天然钕、天然铈,天然钐等希土元素对裂变产物钕测量的干扰必须认真考虑,以便求得真实的燃耗值.本文根据实际样品的燃耗分析,详细地推导出这些希土元素对裂变产物钕同位素丰度比干扰的各种修正公式.     

用质谱法测定堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量

用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0％和2.8％的误差范围内相符。     

用质谱法测定堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量

用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0％和2.8％的误差范围内相符。     

裂变产物~(90)Sr、~(137)Cs和~(144)Ce在土壤-植物系统中的行为

在核工业体系中,常有少量放射性核素如裂变元素~(90)Sr、~(137)Cs、~(144)Ce等泄漏出来并散落在农田土壤和植被上。本文叙述了种植在被污染土壤里的春小麦中这些放射性核素的积累及其分市情况,并讨论了核素的结合状态、土壤农化性状、植物生长发育期以及施肥等诸因素对其积累的影响。最后,提出了消除被污染土壤及消除农产品污染的可能途径,包括种 植合适的草本植物,施用相应的肥料,铲除被~(137)Cs所污染的表层土等措施。     

用4πβ-γ符合吸收法测量~(144)Ce的活度

~(144)Ce是一种重要的裂变产物(半衰期284.4天),可作燃耗测定的监测体及γ谱仪的刻度源。目前4πβ-γ符合方法可完全消除对衰变纲图的修正,适用于标定那些衰变纲图复杂、又尚未精确知道的核素。在外推过程中,内转换电子的影响以及β计数器对γ射线的灵敏度均自动得到修正。     

球床式高温气冷堆在线燃耗测量中^239Pu的影响分析

高温气冷堆中,燃料的平均燃耗比较深.随着235U的消耗和239Pu的累积,239Pu的裂变就将成为一个不可忽略的部分.通过理论计算,讨论了239Pu的裂变对于燃耗测量的影响.计算表明,当燃料球燃耗达到80 000 (MW·d)/t (U)时,239Pu的裂变所贡献的燃耗份额约26.7%,239Pu裂变产生的137Cs和134Cs分别占其各自总活度的27.2%和23.2%;比较而言,利用137Cs活度来计算燃耗的方法比用活度比134Cs/137Cs好.     

动力堆辐照元件中燃耗测定和~(149)Sm,~(150)Sm含量,~(154)Eu/~(155)Eu,~(154)Eu/~(152)Eu比值与燃耗的关系

本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含量。对~(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的~(154)Eu/~(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。     

134Cs与137Cs放射性活度比在破损燃料组件定位的应用研究

对破损燃料组件快速准确的定位,不仅可以为堆芯紧急换料提供宝贵时间,同时也缩短了大修的关键路径。本文对燃料组件中~(134)Cs与~(137)Cs放射性活度比与燃耗的关系进行了研究,并通过ORIGEN软件对计算得到的理论模型进行修正。研究发现:~(134)Cs与~(137)Cs放射性活度比随燃耗的增加而增大,随燃料组件富集度的增大而减小;通过修正后的~(134)Cs与~(137)Cs活度比与燃耗的关系可以确定压水堆核电厂不同燃料富集度下破损燃料组件的燃耗,进而实现对破损燃料组件准确的定位。     

反应堆辐照元件中锝的测定

一、前言核燃料燃耗的测定是极为重要的,历年来作为燃耗监测体的有~(99)Mo,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd和~(99)Tc等,其中~(99)Tc是60年代以来就受到重视的一个。在铀的裂变产物中质量链为99的仅见~(99)Tc的寿命较长。而且~(99)Tc具有高裂变产额,因此在堆温小于1400℃时它是一个较好的燃耗监测体。有关锝的分析方法文献中作了较为详细的介绍。为了准确测定核燃料元件溶解液中的~(99)Tc,首先应将Tc与大量放射性元素分离,其中Foster Jr R.E.等提出了一个     

中子活化法测定~(232)Th裂变产物产额

采用中子活化法测量了~(232)Th的裂变产物及其累积产额。利用加速器T(d,n)~4He反应产生的14.9 MeV高注量中子长时间照射ThO_2样品,用高纯锗γ谱仪测量其特征γ谱,求得较长半衰期核素~(99)Mo、~(141)Ce、~(143)Ce、~(131)I、~(140)Ba等的裂变产额,实验结果的典型误差为4%。其中,利用MCNP程序对中子的多次散射效应和自屏蔽效应进行修正,同时考虑了中子注量波动及γ射线在样品中的自吸收影响。     

14.8 MeV中子诱发~(238)U裂变产物产额测量

裂变产物产额作为裂变过程的一个重要参数,其准确测量对有关裂变的很多方面都有重要意义。为了准确测量中子诱发~(238)U裂变产物产额,利用中国工程物理研究院PD-300加速器上的T(d,n)4He反应,产生14.8MeV的中子,诱发~(238)U裂变。辐照过程中,通过金硅面垒半导体探测器监测中子通量的变化。使用Al片作为监测片计算整个照射过程中样品的平均中子通量。辐照结束后,利用高纯锗(High-Purity Germanium,HPGe)探测器测得裂变产物特征γ射线计数,计算得到裂变产物的产额,使用MCNPX软件对中子的多次散射和自屏蔽效应进行修正,并通过计算得到样品和监测片的自吸收修正、中子通量波动因子。得到了95Zr、127Sb、140Ba、147Nd、131I、103Ru等长半衰期产物的累积产额值,并将结果与以前的文献值做了比对,研究结果有助于~(238)U裂变产物产额的分析和评价。     

~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)和堆元件燃耗[Bu(%)]的一种计算方法

一、引言~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)对测定反应堆元件的燃耗B_u(%)、研究反应堆的特性和运行状况都是很重要的参数。在一定燃耗深度但仍属浅燃耗范围内,α_5值变化较小,还可以通过测定反应堆元件辐照前和辐照后~(235)U和~(236)U的含量来确定它的数值,常采用的α_5值