2 核电站乏燃料组件燃耗测量系统的改进和大亚湾乏燃料组件燃耗测量

本工作对叉形探测器乏燃料测量系统进行了改进。改进的乏燃料组件测量系统仍包容了总γ、高分辨γ和无源中子3种测量方法。系统的改进涉及以下4个方面。     

乏燃料燃耗测量装置的研制

正乏燃料组件燃耗整体测量装置采用3种燃耗分析方法,分别是高分辨率γ能谱法、总γ法、总中子法。高分辨率γ能谱法使用1台高纯锗探测器对乏燃料组件的中心位置进行测量,通过测量得到的~(134)Cs、~(137)Cs等相关核素的信息,计算乏燃料组件中心位置的燃耗。总γ法采用多个电离室组成探测器阵列对单根乏燃料组件进行整体测量,测量结果反映乏燃料组件发出的γ射线强度在组     

动力堆乏燃料组件燃耗的非破坏性分析

概要综述了用无源和有源非破坏性分析技术测量动力堆乏燃料组件燃耗的基本原理、方法和实验装置。由电离室和裂变室组成的标准叉型探测器具有性能稳定可靠、分析速度快、操作简单、携带方便等优点。当前，它对ＬＷＲ组件的燃耗测量值和申报值的偏差在±１％以内。用高分辨γ谱方法（ＨＲＧＳ）测量组件的燃耗，也能达到同样的精度。根据测量得到的中子计数或γ放射性，可以确定组件中可裂变物质的含量。     

乏燃料组件非破坏性测量的叉形探测器

采用总γ和无源中子测量方法建立了叉形探测器。叉形探测器可用于后处理和贮存工厂中ＰＷＲ和ＢＷＲ型的乏燃料组件的燃耗、冷却时间、总钚和总裂变物质含量的测定。     

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。     

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。     

SPRR-300堆乏燃料组件初步测量

介绍了SPRR-300堆的现状,描述了该堆乏燃料组件γ照射量率测量和γ谱测量的实验条件、步骤,给出了实验结果．并与相应计算数据的进行对比分析．最后讨论了实验的意义和前景。     

基于二次辐照的CMRR乏燃料组件燃耗测量技术研究

由于研究堆堆芯装载灵活多变、运行模式复杂,传统的燃耗无损检测技术精度不高。基于乏燃料二次辐照的燃耗测量技术具有不依赖于乏燃料组件的运行历史数据、测量精度较高的优点。本文研究了该方法中裂变产物来源甄别技术,建立了燃耗测量原理装置,分析了装置相对测量效率,完成了中国绵阳研究堆（CMRR）典型乏燃料组件的燃耗测量实验。测量结果表明,对于燃耗为15%左右的乏燃料组件,235U质量的测量不确定度好于5%。      

反应堆乏燃料组件的破损检测

为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。     

300#反应堆乏燃料组件的转运屏蔽与监测

300#反应堆通过技术改造,增设乏燃料组件转运系统.转运时通过屏蔽吊筒对乏燃料组件进行屏蔽.通过多种仪器现场测量乏燃料组件屏蔽前后的放射性照射量率数据,确认了转运系统的有效性.     

基于计算关系曲线的无源中子燃耗测量方法的研究

采用燃耗信任制技术可显著提高乏燃料贮存及运输的经济性,也是国际上该领域的发展趋势。非破坏性燃耗测量是采用燃耗信任制技术必须解决的关键问题之一。在非破坏性燃耗测量方法中,基于计算关系曲线的无源中子燃耗测量方法可以精确地测量乏燃料组件的平均燃耗,结合总γ方法,还可以测量出乏燃料组件的末端燃耗。根据该方法的基本原理,在调研分析的基础上,确定了燃耗测量分析方法及其流程。其中,确定乏燃料燃耗与中子发射强度之间的关系、中子发射强度计算方法以及Keff的快速计算方法是测量分析方法的关键技术。     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆（CEFR）上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明：两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆(CEFR)上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明:两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

研究堆乏燃料组件中~(235)U含量和燃耗的测定

介绍了利用乏燃料组件再次辐照和γ,谱对比法确定研究堆中235U含量及其燃耗成分的方法,描述了在俄罗斯IRT-MIFI堆上对IRT-3M燃料组件进行分析测定的条件装置和实验过程,给出了相应的实验结果和不确定度评价.结果表明,用该方法分析高浓铀核燃料组件中235U的含量可以得到小于2%的不确定度.     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

正燃耗测量对于验证堆芯燃料管理和设计,确定燃料组件的燃料损伤或燃料特性等方面均有十分重要的意义。对反应堆的乏燃料组件或燃料实验组件的燃耗测量已逐步发展了多种方法,一般分为无损方法和破坏性方法。无损方法就是通过(扫描等非破坏性的方法对燃料元件中裂变产物进行相对或绝对活度测量,通过组件在堆内的辐照功率史,确定燃料组件的燃耗。     

基于NECP-Bamboo程序的商用压水堆乏燃料组件核素成分分析

乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件，放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端，限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析，通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度，还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明，Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项，使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大，但对总的放射性源项计算结果影响较大；基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库，该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。     

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

核电厂乏燃料组件厂内转运关键设备研制

乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明:破损检测设备可以快速有效地检测乏燃料运输容器内是否存在破损组件;乏燃料组件冷却设备可以较为安全地冷却装有乏燃料组件的运输容器。