非破坏性燃耗测量方法综述

简述了国内外研究和应用的各种非破坏性燃耗测量技术和方法,并介绍了各国所研制的非破坏性燃耗测量装置及其用途和特点.     

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。     

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.     

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。     

燃料元件破坏性燃耗测量过程的质量控制

燃耗是核燃料元件最重要的性能指标之一,其准确测量对新型燃料元件研制和换料周期确定等具有重要意义。破坏性燃耗测量属于强放射性下的精细化学分析,需建立系统的方法对测量过程进行质量控制,确保测量数据准确可靠。本文从方法适用性分析、数据预估、质谱干扰分析、样品污染分析、多种方法验证等方面介绍了破坏性燃耗测量过程质量控制的方法。剖析了重同位素法、¹⁴⁸Nd监测体法、¹⁴⁵Nd+¹⁴⁶Nd监测体法、¹³⁷Cs监测体法等的优缺点和适用范围。介绍了由裂变产额比值预估钕同位素丰度比、由铀同位素丰度比预估燃耗值的方法。分析了质谱测量时由Ce和Sm同位素造成的同量异位素干扰及其检测、排除手段。针对天然本底污染和样品间的交叉污染,分别论述了两种污染源的判断和修正技巧。还探讨了对燃耗值、稀释剂浓度、同位素丰度比等关键数据进行对比验证的方法。     

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。     

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。     

工业钚滞留量测量技术研究

正通过工业钚同位素信息、滞留量分布与沉积设备的调研,获得了不同燃耗产生的工业钚同位素丰度,对不同设备中沉积的工业钚滞留量测量方法进行了可行性研究与分析。可用于工业钚滞留量测量的非破坏性测量方法有两种,分别为γ能谱测量与中子测量方法。     

核燃料燃耗的质谱测定

研究和评论了目前使用在核燃料燃耗测定中的各种方法,并着重讨论了破坏性燃耗测定的质谱法。质谱法包括重元素同位素丰度比法和同位素稀释质谱法。重元素同位素丰度比法只适用于深燃耗,而燃耗监测体法适用于各种燃耗水平。最后,根据实践经验,提出了质谱法燃耗测定中值得注意的几个问题。     

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。     

MCNP-ORIGEN耦合通用程序(MOCUP)的基准验证与实用化

本文的目的是将MOCUP程序实用化，以用于燃耗分析。选取了2个资料完整的基准问题以验证MOCUP程序本身和应用方法。一个基准题是压水堆的栅元燃耗问题(含3种状况)；另一个是快堆的燃耗问题。适当选取程序的有关参数后．将MOCUP的计算结果同实验结果和／或其它程序计算结果相比较．可得如下结论：①除极个别特例外，MOCUP程序计算得到的同位素成分结果处于其它程序计算结果的范围之内；②与实验测量数据相比。MOCUF程序计算得到的锕系元素浓度的误差均小于11％，绝大多数小于5％；裂变产物浓度的误差小于10％，除^149Sm之外；③MOCUP程序计算得到的反应性随燃耗变化的结果与所报告的其它结果吻合很好。     

HTR-10燃耗自动测量系统

对燃料球进行高效准确的燃耗测量是球床式高温气冷堆实现高利用因子运行的关键环节.10MW高温气冷堆燃耗测量目前未能实现自动运行.结合燃料装卸系统设计原理及燃料循环过程运行特点,对HTR-10原手动燃耗测量提出改进,实现了自动燃耗测量.现场运行结果表明,该方法逻辑准确、可靠性高,能够有效避免人为因素造成的误操作.     

Fuel Microstructural Analysis of Incubation Burn-Up for Fission Gas Release

A study was made on an incubation burn-up for fission gas release using fuel swelling microstructural analysis. Conclusions of the study are: (1) The fuel microstructural analysis successfully determined the incubation burn-up. The analyzed values agreed with those estimated by the Halden empirical gas release model. (2) The incubation burn-up obtained from the Halden model was correlated with the fuel center temperature, but the micro-structural analysis was more dependent on the local fuel swelling temperature. (3) The incubation burn-up was attributed to the grain boundary diffusion process and the fuel local gaseous swelling.     

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。      

Design research of small long life CANDLE fast reactor

The feasibility of a small long life fast reactor with CANDLE burn-up concept was investigated. It was found that a core with 1.0 m radius and 2.0 m length can bring about CANDLE burn-up with nitride (enriched N-15) natural uranium as fresh fuel. Lead–Bismuth is used as coolant. From equilibrium analysis, we obtained the burn-up velocity, output power distribution, core temperature distribution, etc. The burn-up velocity is less than 1.0 cm/year, which easily permits a long core life design. The averaged core discharged fuel burn-up is about 40%. For better understanding of the effect of the coolant to fuel volume ratio, comparison was made among five cases. In these cases the coolant channel radii were different from one case to another, while fuel pin pitch was fixed. Comparisons were also made with a fixed coolant channel radius and different fuel pin pitches. A simulation of core operation is implemented and the results show that the present design can establish the long time steady CANDLE burn-up successfully without a burn-up control mechanism.     

Status and verification strategy for ITER neutronics

The paper summarizes the current status of neutronics at ITER and a first set of proposals for experimental programmes to be conducted in the early operational life-time of ITER are described for the more crucial areas. These include a TF coils heating benchmark, a streaming benchmark and streaming measurements by activation on ITER itself. Also on ITER the measurement of activated water from triton burn-up should be planned and performed. This will require the measurement of triton burn-up in DD phase. Measurements of neutron flux in the tokamak building during DD operations should also be carried out. The use of JET for verification of shut down dose rate estimates is desirable. Other facilities to examine the production and behaviour of activated corrosion products and the shielding properties of concretes to high energy (6 MeV) gamma-rays are recommended.     

聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点,利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序,开展了详细的燃料管理方案设计研究,分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案,针对这些类型的燃料管理方案,进行了燃耗分析计算,研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果,对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议,也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。     

Preparation and characterization of the simulated burnup americium-containing uranium–plutonium mixed oxide fuel

In order to investigate the effect on fuel thermophysical properties when adding americium and selected fission products to uranium–plutonium mixed oxide (MOX) fuel, simulated low decontamination MOX fuel with high burn-ups to 250 GWd/t, has been prepared and subjected to characterization tests, elastic moduli measurements and melting temperature measurement. Elastic moduli for the simulated low decontamination MOX fuel were almost the same level as fuel without americium and fission products and decrease in the moduli was slight with increasing simulated burn-up. The melting temperature of high burn-up, low decontamination MOX fuel may be estimated by using the findings on the effect of americium, plutonium addition and fission products accumulation.