CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

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。     

国产自主化燃料组件入堆辐照燃料管理策略研究

为完成中核集团具有自主知识产权的N36特征化组件、CF2和CF3燃料组件入堆辐照计划,实现不同燃料组件的辐照要求。研究了秦山第二核电厂2号机组第9循环到第12循环的燃料管理策略;综合考虑核电厂的经济性、安全性和辐照组件的考验要求,共完成5组燃料管理方案。最终的燃料管理方案在满足电厂安全经济运行的条件下,使得3种燃料组件已实现各自的辐照目标。     

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。     

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

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,γ)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。本方法有下述特点: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衰变链中子俘获反应的修正量。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)Wd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%。     

动力堆燃耗测定的样品溶解

文章介绍动力堆燃料燃耗测定中样品的溶解方法，试验不同浓度ＨＮＯ３－ＨＣｌ混合液在沸腾温度下溶解ＵＯ２冷样品的效果，以萤光光度计测定溶解液的透明度予以判别。用７．５ｍｏｌ．ｌ＾－１ＨＮＯＥ－ＨＣｌ混合液（ｃ（ＨＮＯ３）：ｃ（ＨＣｌ）＝４：１），溶解热样品，溶解液涂片在超显微镜下检查未见不溶颗粒存在。     

小批量国产自主化燃料组件入堆辐照策略研究

为实现第三代中国燃料组件（CF3）的小批量应用,研究了方家山核电厂2号机组第4循环到第7循环的燃料管理策略。在综合考虑核电厂运行经济性、安全性和CF3小批量应用的辐照考验要求的基础上,完成了CF3小批量辐照的燃料管理方案。为了进一步提高CF3的最大卸料燃耗,进行了燃耗达到55000?MW·d/t(U)的可行性分析。研究表明,CF3小批量辐照的燃料管理方案满足核电厂运行的安全性和经济性,达到了CF3小批量应用的辐照考验要求,如果后续调整该燃料管理方案的第3循环的堆芯装载,可以实现CF3的燃耗达到55000?MW·d/t(U)。      

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%。      

Research of Spent Fuel Burnup Measurement Device

<正>There are three different analytical methods used in spent fuel assemblies burnup measurement device.They are high resolution gamma ray spectrometry,total gamma ray counting method and total neutron counting method.The high resolution gamma ray spectrometry used one     

电沉积法制备~(235)U靶

电沉积法制备用于反应堆生产裂变99Mo的235U靶,是在一个密闭的圆筒形不锈钢结构的容器内进行的。不锈钢靶容器的内表面薄薄地镀一层铀,镀层应牢固而均匀。文中介绍了两种电沉积方法:一种是铀以氧化物的形式从含有铀盐的UO2(NO3)2(NH4)2CO4·H2O水溶液中沉积出来;另一种方法是从熔盐体系中直接电沉积金属铀,其电沉积效率和电沉积量都要高于水溶液体系电沉积铀。     

用中子活化分析法测定~(238)U/~(235)U同位素丰度比

本文论述了用中子活化分析法测定含微量铀的样品中~(238)U/~(235)U同位素丰度比的原理及方法。样品在反应堆中接受短时间照射后,用Ge(Li)探头或高纯锗探头-多道能谱分析仪-计算机系统测量射线的能谱.可以分辨出~(238)U和~(235)U的许多监测峰。利用这两种监测峰计数之比与这两种同位素丰度比成正比的关系,分析铀的同位素丰度比,在~(235)U丰度为0.6％-18％范围时精密度为1％-2％,在贫化铀和18％-60％丰度~(235)U时,精密度为2％-3％。     

Thermohydraulic Aspects of Deep Burnup of Nuclear Fuel in Fast Reactors

The results of thermomechanical and thermohydraulic studies showing the relative effect of the deformation of fuel-element claddings and lattices in fast-reactor fuel assemblies on their temperature regimes are presented. It is shown that the temperature nonuniformities in fuel assemblies largely determine the deformation of fuel assemblies and, in turn, the operating efficiency and, correspondingly, the degree of burnup of nuclear fuel in fast reactors. The increase in the efficiency of the fuel assemblies is largely due to temperature smoothing, including smoothing of local temperature nonuniformities. Various solutions to technical and structural problems can accomplish this.     

Measurement of Burnup in FBR MOX Fuel Irradiated to High Burnup

The burnup of fuel pins in the subassemblies irradiated at the range from 0.003 to 13.28%FIMA in the JOYO MK-II core were measured by the isotope dilution analysis. For the measurement, 75 and 51 specimens were taken from the fuel pins of driver fuel and irradiation test subassemblies, respectively. The data of burnup could be obtained within an experimental error of 4%, and were compared with the ones calculated by 3-dimensional neutron diffusion codes MAGI and ESPRIT-J, which are used for JOYO core management system.

Both data of burnup almost agree with each other within an error of 5%. For the fuel pins loaded at the outer region of the subassembly in the 4th row, which was adjacent to reflectors, however, some of the calculation results were 15% less at most than the measured values. It is suggested from the calculation by a Monte Carlo code MCNP-4A that this difference between the calculated and the measured data attribute from the softening of neutron flux in the region adjacent to the reflector.     

固体径迹法测量水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子

叙述了水泥反射体中~(252)Cf中子源反射中子测量实验原理。测量了无反射体、有反射体、本底三种状态下中子引发~(235)U产生的裂变率。并根据裂变率得到实验模型下水泥反射体对中子的反射系数。比较了不同中子源相同实验模型水泥反射体对中子的反射系数,对反射系数随角度变化趋势进行了分析。同时,对固体径迹探测技术进行了研究,探索了最佳蚀刻条件,得到火花放电计数随信号膜质量厚度及蚀刻厚度变化趋势。标定了固体径迹火花自动计数器效率,发展了固体径迹探测技术。     

光谱法直接测定^235U

一、前言光谱分析铀同位素的优点是设备简单,操作方便,比常用的质谱分析经济、快速、无记忆效应,直至目前,在核燃料循环中仍用于测定同位素的丰度。考虑到回收料U_3O_8仅需一般中等精度分析其丰度,故开展了铀同位素光谱分析试验。采用ИСП-51型光谱仪,加工了相板记录和光电记录两用暗合,用通常的玻璃感光板     

基于E3P神经网络的相同几何形状等质量铀部件235U丰度判定

针对相同几何形状、等质量、不同丰度的金属铀部件,采用252Cf源驱动噪声分析法来获得中子时间关联计数。通过对中子时间关联计数的分析、处理,确定特征参数。采用BP神经网络方法通过一定数量的训练后,对未知丰度的金属铀部件进行判定。结果显示,采用BP神经网络方法可以对金属铀部件的丰度进行有效地判定。该方法可应用于金属铀部件身份认证工作。      

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。