用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测反应堆回路水放射性

为实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测反应堆回路水中裂变产物,对该谱仪系统在裂变产物放射性核素测量中的几个关键问题进行研究。着重研究了裂变核素的选择、高能端效率刻度、符合相加修正、脉冲堆积及谱仪的稳谱等问题。通过实验测试与MC计算相结合方法,获得了初步的解决方案,进一步提高LaBr_3(Ce)探测器在一回路水放射性核素分析、燃料元件破损监测、核事故条件下放射性监测等方面的准确度。     

反应堆燃料元件破损当量诊断方法

破损当量是衡量反应堆燃料元件破损严重程度的重要指标,但破损当量无法直接测量,在决策应用中不具有可操作性,需要建立与破损当量对应的可监测指标。本文结合实践经验,分析确定了可用于燃料元件破损诊断的典型核素,建立了反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素活度浓度与燃料元件破损当量之间的传递关系;给出了一回路冷却剂取样分析实验方法,并指出实验过程中应注意的问题;建立了采用监测一回路冷却剂中典型裂变产物核素活度浓度诊断破损当量的方法,并分析了诊断中不确定度的主要影响因素。本研究为反应堆燃料元件破损当量诊断提供了技术方法。     

通过监测Cs快速定位破损燃料组件的方法

从燃料元件内生成~(137)Cs、~(134)Cs的核反应过程出发,建立精确的数学物理模型,得到反应堆一回路冷却剂中~(137)Cs、~(134)Cs放射性活度与燃料组件内~(235)U燃耗关系的精确解和简化解。分别给出了简化解、ORIGEN2.0计算结果和精确解的比较。研究表明:只要通过化学测量得到反应堆一回路中~(134)Cs与~(137)Cs的活度比(RCs),即可由本文建立的精确解模型计算得到破损燃料元件的燃耗值,从而达到快速定位破损燃料元件的目的。     

核电站燃料棒破损在线探测系统FDD-1

核电站燃料棒破损在线探测系统FDD-1由γ射线探头、γ谱仪、计算机和燃料棒破损状况分析程序组成。将探头对准化容系统管道,测量一回路内水中放射性核素γ剂量变化,监测燃料棒是否发生破损,如破损发生,分析破损性状,给出破损燃料棒的根数、破口大小和破损燃料棒的燃耗(以判断破     

HFETR一回路冷却剂中放射性核素在线监测实验研究

为进行反应堆一回路系统放射性核素在线监测技术研究,开展了对高通量试验堆(HFETR)一回路系统γ放射性核素在线监测实验研究。着重研究了探测器的选择、HPGe探测器的适用性及关键核素选择等问题。通过实验及对实验结果的分析,初步确定了在进行一回路系统γ放射性核素在线监测时,HPGe探测器比闪烁体探测器有明显的优势;初步确认了用HPGe探测器对一回路系统中的γ放射性核素进行在线监测是可行的;初步确定了用于燃料元件破损监测的关键核素:~(138)Cs、~(92)Sr、~(135)I、~(89)Rb、~(134)I、~(142)La、~(133)I、~(138)Xe及~(139)Ba。     

HFETR燃料元件破损检查

本文介绍了 U-Al 合金燃料元件首次堆外破损检查方法和用 Ge(Li)γ 谱仪测量结果.分析测量的裂变产物有~(95)Zr、~(95)Nb、~(103)Ru、~(131)I、~(141)Ce 等,检查出破损元件一盒.     

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法

介绍了一种新的探测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的方法——~(16)N测量法。在中国原子能科学研究院重水堆一回路取样管上的试验表明,这种方法探测灵敏度比目前常用的总γ方法高,其探测器能在2.58×10~(-10)C/(kg·s)级的γ场中正常工作,系统破损事故发生后,其定位性能好。这种方法可用来监测水堆(轻水堆或重水堆)的一回路冷却剂向二回路系统泄漏,特别适合核供热堆以及其它中间回路系统容量较小的堆型。     

二次中子源破损诊断方法研究与验证

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将¹²²Sb和¹²⁴Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中¹²²Sb和¹²⁴Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的¹²²Sb和¹²⁴Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。     

基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析

裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的制定提供参考。     

快堆一回路钠的放射性监测技术研究

快堆一回路钠具有高放射性,无法使用γ谱仪直接测量其中的放射性核素,本文介绍了一种在线监测放射性核素的技术。设计了可组合和拆分的分段准直器,通过拆分准直器可以提高探测效率,而通过组合准直器可以降低死时间效应。采用点源模拟法对γ谱仪进行效率刻度,6种标准点源的能量区间包括了所有待测核素的能量范围。采用本技术对中国实验快堆一回路钠的监测结果表明,现阶段监测到的放射性核素为~(24)Na、~(22)Na以及~(124)Sb,由本研究中的效率刻度计算,~(124)Sb的放射性活度为104 Bq/g量级。     

中国实验快堆C31系统HPGe γ谱仪效率刻度的点源模拟

中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统γ谱仪采用的是ORTEC公司的HPGe γ谱仪,监测对象是覆盖气体(氩气)。由于很难找到谱仪效率刻度相对应的标准气体体源,对谱仪的效率刻度带来了困难。本文在参考大量文献的基础上利用点源模拟的方法来进行HPGe γ谱仪的全能峰效率刻度,解决了中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统(C31系统)谱仪效率刻度的困难。     

基于LaBr_3:Ce探测器的~(241)Am-Be中子源测井研究

针对国内中子测井所使用探测器探测效率不能满足实际应用的情况,采用~(241)Am-Be中子源和LaBr_3:Ce探测器在中石油公司一个放射性同位素中子测试井中对H、C、Fe等几种地壳元素进行了测量,并与现今测井常用的锗酸铋(Bismuth Germanium Oxide,BGO)探测器进行对比测量。测得的能谱结果对比发现,进行地壳元素测量时LaBr_3:Ce探测器比BGO探测器具有更高的能量分辨率,并且在相同外部测试条件下BGO探测器探测到Fe峰非常微弱。因此将LaBr_3:Ce探测器进一步应用到测井中的市场前景广阔。     

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。     

基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析

本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。     

燃料元件破损在线监测装置的试验研究

为进一步进行燃料元件故障监测技术研究,开展了燃料元件破损在线监测装置在HFETR上的试验研究工作。本文对试验结果进行了讨论与分析,发现了"碘坑"现象和启堆时135 Xe中毒现象,这两个现象都与理论分析结论一致。同时也将装置监测的结果与实验室取样测量结果进行对比,发现装置的监测结果与实验室测量结果符合较好。试验研究表明,燃料元件破损在线监测装置具备了在一回路水复杂环境下连续跟踪目标核素进行定性及定量监测的能力,具备了在实际工程应用能力。     

单能窄束γ射线法检测U_3Si_2-Al燃料元件U_3Si_2均匀性

为进一步提高U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性检测结果的可靠性,文章建立了一种检测U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性的"单能窄束γ射线法"。该方法利用γ谱仪测量241Am的59.5 ke Vγ射线穿透燃料元件前后的透射强度,再根据物质的γ射线吸收公式和单次测量区域内U3Si2、Al总体积恒定的特性建立方程组,求解方程组得出U3Si2、Al各自的体积百分数进而得出分布均匀性。文章利用MCNP法和实测法对该检测方法进行了验证,结果表明:该方法具有工程可行性且实验检测相对精度达到3.99%。该方法为燃料元件燃料均匀性检测提供了一种新思路。     

^139Ce放射性标准溶液活度测量比对

~(139)Ce属于电子俘获核素,衰变纲图比较明确,γ射线能量为165.864keV,比较适合于γ谱仪重要能区的效率刻度。该核素的活度测量比对在放射性计量工作中有着十分重要的意义。 由国防科工委放射性计量一级站提供的~(139)Ce比对溶液经过高纯错γ谱仪进行放射性杂质检查,     

用切伦科夫计数法确定反应堆燃料元件破损

介绍了利用液闪谱仪进行切伦科夫计数确定反应堆燃料元件破损的原理和方法。以２００ＭＷ核供热堆为例，分析了反应堆主回路水中产生切伦科夫辐射核素的放射性特性，计算了其中活化产物的活性及燃料元件裂变产物的活性，探讨了用本方法监测燃料元件破损的可行性。本方法的特点是操作简单，测量迅速。     

NaI多道脉冲幅度分析系统在燃料元件破损监测中的应用研究

介绍了船用堆燃料元件破损监测中较常用的两种方法.通过分析其缺陷,提出了用NaI多道脉冲幅度分析系统测量特征核素(131I、137Cs)的方法,有效避免了监测中的干扰因素的影响,降低了定量监测中的误报率,提高了燃料元件破损监测的效率和置信度.