压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

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。     

建立反应堆燃料元件破损运行判据的思考

运行判据是用于判断反应堆燃料元件发生破损时能否继续运行的指标条件,本文提出建立反应堆燃料元件破损运行判据的思路和方法,通过风险分析,确定监督运行最大容许破损数量;研究提出既能反映燃料元件破损数量又可直接监测的指标参量,并建立破损数量与可监测指标参量之间的对应关系;将最大容许破损数量对应的可监测指标参量值作为运行技术判据。     

元件破损实时监测与分析中裂变产物光子能量的选择

计算了不同裂变产物的主要γ光子对φ７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍ ＮａＩ探测器光电峰的相对探测效率。结果表明，在燃料元件破损监测中，光电效应计数率最高的几种光子能量与核素是８１ｋｅＶ（＾１３３Ｘｅ）、１９６．３ｋｅＶ（＾８８Ｋｒ）、２２０．９ｋｅＶ（＾８９Ｋｒ）、２４９．８ｋｅＶ（＾１３５Ｘｅ）、４０２．６ｋｅＶ（＾８７Ｋｒ）和５２９．８ｋｅＶ（＾１３３Ｉ）。由于活化产物γ辐射的干扰，监测用γ光子的能     

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.     

HFETR套管型燃料元件破损判断方法研究

高通量工程实验堆(HFETR)的运行经验表明,核素趋势分析法分析燃料元件破损存在一定弊端,包壳中核燃料的释放会影响核素分析法的准确性。针对HFETR套管型燃料元件,结合运行经验,以典型核素131I为例,通过分析燃料元件正常腐蚀产物与裂变产物的关系,研究燃料元件破损趋势,提出K值趋势判断法与核素区域判断法,并根据运行数据确定2种分析方法的准确性,确保反应堆的安全运行。     

基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析

分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与破损燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中¹³⁴Cs、¹³⁷Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式,为进一步定位破损元件提供理论依据。     

压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析

为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ（１３３ｘｅ）。在监测中存在的主要干扰因素是高能γ射线产生的湮没辐射、ｗａｌ探测器周围ｐｂ屏蔽上产生的７５ｋｅＶＸ射线及由１９Ｏ和１６Ｎ产生的γ射线。在１座反应堆２次事故排除的元件安全性监测中，分析方法成功地得到了应用。     

水堆燃料元件的破损监测、定位和处理

本文简介反应堆破损燃料元件的监测、定位和处理；反应堆运行时的监测与定位；换料时或换料后的监测；在燃料组件内鉴别破损的燃料棒；破损燃料棒拆出后的监测与定位；燃料组件的监测、拆卸和修复等方面在国际上的研究开发现状。     

LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。     

反应堆卸料元件燃耗测定方法阐述

本文评述了生产堆、动力堆、高通量工程试验反应堆(HFETR)等三种堆的不同类型元件燃耗测定方法。在总结实践经验基础上,指出了燃耗测定的初步设想。     

脉冲堆燃料元件设计引论

本文总结了脉冲堆燃料元件设计经验,论述了脉冲堆工作特点、燃料性能、燃料元件设计准则和设计内容,对脉冲堆燃料元件设计提出了指导性建议。     

Parameters and Technology for Fabricating PIK Reactor Fuel Elements

The construction of the fuel elements of a high-flux PIK research reactor is described. The technological tolerances in the process of fuel-element fabrication are presented. The basic geometric and mass parameters of several standard batches of fabricated fuel elements are determined experimentally. Statistical analysis of the experimental data shows that the deviations in the main parameters fall within the limits of the indicated technological tolerances and are described by a Gaussian distribution to a high degree of accuracy.     

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。     

弥散型燃料等效弹性性质的有限元模拟

弥散型核燃料元件在反应堆中的安全和可靠性与元件芯体的等效力学性能密切相关.本研究采用细观力学的方法,假设芯体中的燃料颗粒在基体中周期性排列,从中取出代表性体积元,运用有限元方法计算弥散型燃料在不同温度和颗粒体积含量下的等效弹性模量.分析比较了颗粒的体积含量和分布形式对弥散型燃料等效弹性性质的影响,并在颗粒随机排列时,将...     

5MW低功率堆燃料元件厂内运输

本文介绍了采用干式运输工艺将 HFETR 卸料元件运抵5MW 低功率堆(5MW LPR)的厂内运输技术及其安全分析。给出了5MW LPR 首炉装料的32盒 HFETR 卸料元件的运输实践结果。     

Decrease of the Radium Concentration in PIK Reactor Fuel Elements

The possibility of replacing the copper matrix in a PIK-reactor fuel element core by an aluminum matrix is examined. The gain in reactivity as a result of such a replacement is estimated. The possibility of decreasing the content of highly enriched uranium in the new fuel elements, resulting in an appreciable decrease of the cost of fuel, is discussed.     

300#堆燃料组件运行历史数据库

为了配合ORIGEN2计算原始数据准备,采用Microsoft Access建立300#堆运行历史数据库.简化后只用一个表记录反应堆的运行历史.每盒燃料组件的表单只记录其经历的装载历史,最多不超过20条.表单之间用字段"装载ID"联接.对统计和录入中可能出现的两类错误,各建立一个查询,用于自动检索错误.对每盒燃料组件,建立查询,根据组件装载历史表单从总反应堆运行历史表单中采集数据,并将数据以文件文件形式输出,用编制的运行历史数据处理程序,将数据转换为0RIGEN2计算需要的运行历史输入数据.     

300#堆燃料组件运行历史数据库

为了配合ORIGEN2计算原始数据准备,采用Microsoft Access建立300#堆运行历史数据库.简化后只用一个表记录反应堆的运行历史.每盒燃料组件的表单只记录其经历的装载历史,最多不超过20条.表单之间用字段“装载ID“联接.对统计和录入中可能出现的两类错误,各建立一个查询,用于自动检索错误.对每盒燃料组件,建立查询,根据组件装载历史表单从总反应堆运行历史表单中采集数据,并将数据以文件文件形式输出,用编制的运行历史数据处理程序,将数据转换为0RIGEN2计算需要的运行历史输入数据.