乏燃料棒中关键核素径向分布特点及对废包壳测量准确度影响

废包壳是水法乏燃料后处理工艺首端高放固态废物的主要来源,通常采用非破坏性测量方法进行整体测量并分析其中残余的U、Pu等感兴趣关键核素的量,传统方法中多引用组件的平均燃耗作为分析计算的输入参数。但根据反应堆运行经验,乏燃料组件和乏燃料棒中燃烧生成的核素及残余U的浓度呈非均匀空间分布状态,这一特性增大了废包壳非破坏性测量分析结果的不确定度。本文采用模拟计算的方法重建乏燃料棒中感兴趣关键核素的径向分布特征,数据表明废包壳中感兴趣核素的质量浓度比与采用燃料棒平均燃耗计算的结果相差可达100%,由此建立了采用非均匀分布特性修正废包壳中感兴趣核素浓度测量分析方法。     

一种测量废包壳中U、Pu含量的方法研究

乏燃料组件在后处理厂经过剪切、浸取后的残留物被称为废包壳,测量其中含有的U、Pu质量将作为判断乏燃料溶解工艺水平的一个重要参考依据,或者作为是否需要对废包壳进行再次溶解操作的判断标准。本文在分析废包壳放射性组成情况的基础上,鉴于通过直接测量U、Pu特征粒子分析其质量存在困难,提出一种通过间接方式测量废包壳中残留U、Pu含量的方法,并开展初步的研究工作。此方法设计了一套基于³He正比计数管的测量装置,采用中子符合法测量分析废包壳中²⁴⁴Cm的含量,并针对测量对象的放射性分布不均匀性,开展测量装置内部空间探测效率分布模拟计算,给出测量的极限误差分析;建立乏燃料组件核素组成信息模拟计算程序,分析计算日本同类型乏燃料组件的关注核素含量,并比对此组件的破坏性分析(DA)结果,给出计算结果的不确定度,并通过上述程序计算得到废包壳对应乏燃料组件中的²⁴⁴Cm/U(Pu)值。结合测量数据和计算数据,可推导出废包壳中的U、Pu质量。此外,本文还分析这种测量分析方法的误差构成,评估最终分析结果不确定度,为工艺判断提供数据支持,同时指出下一步...     

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。     

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。     

γ能谱法测量分析废包壳中铀和钚含量技术研究

核电站运行产生的乏燃料,在进行水法后处理时,通过剪切、溶解、共去污、分离、纯化等工序提取其中的铀、钚及其他核素。乏燃料组件经剪切溶解后,溶解液进入后续化工工艺进行处理,燃料元件棒的包壳则保留在溶解器中,称为废包壳,其是水法后处理工艺高放废物的主要来源之一,因设施运行中核材料生产过程的衡算与控制要求,以及废物处理处置的技术需要,需分析其中的铀和钚的含量。本文建立了γ能谱法间接分析废包壳中铀钚含量的方法,采用分段扫描的方式对包壳桶进行分层测量,分析了每层废包壳中¹³⁷Cs的含量,再利用经燃耗模型计算所得的¹³⁷Cs与核材料含量的比值,间接获得了铀和钚含量。该方法充分利用了核材料裂变的物理规律,建立了典型裂变产物与铀和钚含量之间的关系,并通过分段测量分析获得基础数据后间接获得铀和钚的含量,在废包壳测量分析、乏燃料组件燃耗测量分析中均可应用,可为设施运行、核材料衡算、废物管理等提供技术支撑。     

乏燃料废包壳残留物核素计算分析

正乏燃料组件后处理过程中,首先要进行溶解,即将乏燃料棒剪切成小段,在溶解液中逐步溶解。乏燃料剪切段经过反复溶解浸取并清洗后的残留物质,包括被切成小段的燃料包壳和未被溶出的乏燃料残留物质,统称为废包壳。在废包壳的残留物质中仍含有铀及钚、锔、镅等超铀核素和裂变产物,它们具有很强的放射性。废包壳的放射性     

废包壳中铀钚含量的γ分析方法研究

正废包壳测量装置能准确、快捷地测量废包壳内的铀钚含量以及相应的α活度等参数,可有效提高乏燃料后处理、废物处理处置等环节的资源利用效率。根据废包壳的来源、特点和γ测量分析技术现状,选用HPGe探测器对测量对象进行整体扫描,测量废包壳发射的γ能谱,解谱计算感兴趣特征γ射线能峰的计数率,然后利用模拟计算得到的探测效率进行探测效率修正,再结合放射性衰变规律推算γ射线发射体的活度,最后采用γ射线发射体和U的比推导废包壳中的残余燃料量。测量分析逻辑框图如图1所示。     

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。     

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     

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。     

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。     

燃耗信任制方法在临界安全分析中的应用

采用燃耗信任制(BUC)方法及相关程序系统(APOLLO-2、DARWIN和CRISTAL)对不同辐照历史的燃料组件进行敏感性分析。结果表明:随着温度上升、硼浓度增大,乏燃料组件的中子增殖系数也将增大;燃耗信任制方法分析中,为了得到偏于保守的结果,考虑了核素成分修正因子及其计算不确定性。本文还列出了针对某个基准问题的试验值和计算值的比较。采用燃耗信任制方法对不同的轴向燃耗分布的组件进行临界计算,并进行了比较。     

模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定

描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。     

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。     

燃耗信任制的应用方法

在临界安全分析中采用燃耗信任制可在确保安全性的基础上带来巨大的经济效益。本文详细介绍了当前燃耗信任制的应用方法,如何确定所考虑的核素种类和确定燃耗计算状态得出保守的核素核子密度以及如何确定轴向燃耗分布不均匀的组件的置信燃耗深度,最后将燃耗信任制应用于某乏燃料溶解器,比较了此方法带来的效果。     

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%。      

10MW高温气冷堆的燃耗测量研究

10MW高温气冷堆的燃耗测量系统是采用非破坏性高纯锗γ谱仪在线监测来确定燃耗值,利用MCNP4A程序对测量系统的衰减因子进行计算,基于核燃料裂变核素的γ射线能谱分析,以137Cs和134Cs核素活度作为测量对象,并对燃耗测量结果进行讨论.     

核燃料的燃耗测量方法综述

介绍了非破坏性分析和破坏性分析的燃耗测量现状，论述了包括使用γ谱仪和中子探测等的多探头的乏燃料测量系统是燃耗测量的发展趋势。     

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。