用~(148)Nd法分析核燃料的燃耗

本文叙述用同位素稀释质谱法以浓缩~(150)Nd 为稀释剂、~(148)Nd 为燃耗监测体测定辐照后核燃料的燃耗,其精密度为1.8%。较详细地讨论了同量异位素的干扰和修正。     

用质谱法测量反应堆元件的燃耗

文章介绍了用质谱计测量反应堆元件的燃耗的基本方法,铀同位素比值法和燃耗监测核素~(148)Nd含量测定法的测量误差分别是(3.0—4.0)％和(1.6—2.0)％。用质谱法获得的燃耗值与用γ谱法和放化法获得的燃耗值是一致的。 文章给出了铀同位素比值、α_5值和燃耗值沿反应堆元件轴向的分布曲线,铀同位素比值与燃耗值的关系曲线。铀同位素比值和燃耗值的关系曲线是线性的,它与裂变生成的毒物核素~(149)Sm同燃耗的关系曲线是一致的。     

反应堆卸料元件燃耗的质谱测定

本文介绍了用质谱法测定反应堆卸料元件燃耗的原理,燃耗监测体~(145+146)Nd,~(148)Nd,~(150)Nd和~(98)Mo 的测定,以及有效裂变产额的计算和比较。     

用质谱法测定堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量

用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0％和2.8％的误差范围内相符。     

用质谱法测定堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量

用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0％和2.8％的误差范围内相符。     

动力堆辐照元件中燃耗测定和~(149)Sm,~(150)Sm含量,~(154)Eu/~(155)Eu,~(154)Eu/~(152)Eu比值与燃耗的关系

本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含量。对~(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的~(154)Eu/~(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。     

用~(137)Cs为监测体的放化法测定核燃料的燃耗

本文建立了磷酸锆(ZrP)分离-铂氯酸沉淀分析核燃料溶液中~(137)Cs和~(134)Cs的程序,该程序适用于测定核燃料的燃耗。程序的精密度在±0.5％以内。用所测得的~(137)Cs计算的燃耗值与用~(144)Ce为监测体的结果在1.6％内符合。还测定了~(134)Cs/~(137)Cs放射性比与燃耗的关系,并给出了经验公式。也简述了有关的制源技术。     

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%。     

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

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,r)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。本方法有如下特点: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)Nd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%。     

燃料管相对燃耗测量技术研究

为了准确测量燃料管燃耗和验证燃料管运行的正确性,保证反应堆安全运行、提高燃料的利用率和经济性,针对大直径燃料管相对燃耗测量存在的问题,根据燃料管结构设计了燃料管γ扫描测量系统。首先,用已知活度的10 mm 137Cs标准点源验证了装置的可靠性和方法的可行性。然后,选取了同一燃料组件3种不同直径燃料管进行γ扫描,分别测量了燃料管径向和轴向相对燃耗分布,根据径向相对燃耗分布确定了燃料管阴阳面。最后,在燃料管阳面最大燃耗处进行燃料管轴向γ扫描,获得燃料管轴向相对燃耗分布,并对比各层燃料管相对燃耗大小。通过本方法确定的燃料管相对燃耗测量相对误差小于4%,实现了燃料管相对燃耗的精确测量,为其它类型燃料元件相对燃耗测量提供了一种新思维。     

用直接γ能谱法破坏性测定核反应堆辐照燃料燃耗

本文介绍用高分辨Ge(Li)探测器-多道计算机系统,不经化学分离而破坏性测定反应堆辐照燃料燃耗的研究结果。以~(137)Cs、~(144)Ce为燃耗监测体,采用与标准源直接比较的方法测定燃料溶解液中燃耗监测体的浓度;对ADC的分析时间和脉冲堆积引起的计数损失进行了精确的校准;比较了曲线拟合法、TPA法、峰外扣本底法、WASSON法求面积的精度。~(106)Ru、~(137)Cs、~(144)Ce放射性浓度的误差分别为±1.3％、±1.6％、±1.3％(置信度为95％),与放化分离法的偏差分别为-1.1％、 0.74％、 1.1％。根据燃料辐照历史的记录,采用辐照史校正程序精确计算了燃耗监测体的堆内衰变量、中子俘获反应的修正量和~(235)U、~(238)U、~(239)Pu、~(241)Pu的平均裂变产额。辐照史校正对由~(137)Cs、~(144)Ce获得燃耗值引入的误差分别为±0.2％和±0.3％。这两个燃耗监测体获得燃耗值的综合误差均为±2.0％。与同位素稀释质谱法测定~(148)Nd所得燃耗值的比值分别为0.98和0.99。     

~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)和堆元件燃耗[Bu(%)]的一种计算方法

一、引言~(235)U的有效“俘获/裂变”截面比(α_5)对测定反应堆元件的燃耗B_u(%)、研究反应堆的特性和运行状况都是很重要的参数。在一定燃耗深度但仍属浅燃耗范围内,α_5值变化较小,还可以通过测定反应堆元件辐照前和辐照后~(235)U和~(236)U的含量来确定它的数值,常采用的α_5值     

134Cs与137Cs放射性活度比在破损燃料组件定位的应用研究

对破损燃料组件快速准确的定位,不仅可以为堆芯紧急换料提供宝贵时间,同时也缩短了大修的关键路径。本文对燃料组件中~(134)Cs与~(137)Cs放射性活度比与燃耗的关系进行了研究,并通过ORIGEN软件对计算得到的理论模型进行修正。研究发现:~(134)Cs与~(137)Cs放射性活度比随燃耗的增加而增大,随燃料组件富集度的增大而减小;通过修正后的~(134)Cs与~(137)Cs活度比与燃耗的关系可以确定压水堆核电厂不同燃料富集度下破损燃料组件的燃耗,进而实现对破损燃料组件准确的定位。     

用~(144)Ce作监测核放化法测定辐照核燃料的燃耗

通过放化法分析辐照核燃料中~(144)Ce的量,来测定辐照核燃料的燃耗值。本文研究了HDEHP萃取分离铈的条件;并直接将反萃液制成液体源来测定~(144)Ce的含量,通过EDTA络合滴定铈,校正推荐程序的化学产额。多次分析结果表明,本方法的相对标准偏差为±0.5%。实测了辐照燃料中~(144)Ce的含量并计算了核燃料的燃耗值,它与直接γ谱法、质谱法(以~(148)Nd为监测核)和放化法(以~(137)Cs为监测核)所得的结果都符合很好。     

反应堆辐照元件中锝的测定

一、前言核燃料燃耗的测定是极为重要的,历年来作为燃耗监测体的有~(99)Mo,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd和~(99)Tc等,其中~(99)Tc是60年代以来就受到重视的一个。在铀的裂变产物中质量链为99的仅见~(99)Tc的寿命较长。而且~(99)Tc具有高裂变产额,因此在堆温小于1400℃时它是一个较好的燃耗监测体。有关锝的分析方法文献中作了较为详细的介绍。为了准确测定核燃料元件溶解液中的~(99)Tc,首先应将Tc与大量放射性元素分离,其中Foster Jr R.E.等提出了一个     

用HPGe和Ge(Li)探测器测定~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am含量

本文介绍了用γ能谱法精确测定浅燃耗钚样品的同位素丰度和~(241)Am相对含量的方法和实验结果。在38—60 keV钚的低能γ射线和203—208 keV两个能区中获取数据。选择不同同位素能量相近的γ射线对计算同位素丰度比,并对这些γ射线对的小的能量差别进行了仔细的效率修正,~(238)Pu,~(239)Pu,~(240)Pu,~(241)Pu丰度和~(241)Am相对含量的精度分别为±4.1%,±0.04%,±0.37%。±0.45%和±0.40%。与质谱仪测得结果相比,在误差范围内相互符合。     

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,~(135)Xe(n,γ)、~(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,~(232)Th(n,γ)、~(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。     

~(148)Nd法测定燃耗时对希土元素污染的修正

用~(148)Nd 法测定核燃料燃耗时,来自天然钕、天然铈,天然钐等希土元素对裂变产物钕测量的干扰必须认真考虑,以便求得真实的燃耗值.本文根据实际样品的燃耗分析,详细地推导出这些希土元素对裂变产物钕同位素丰度比干扰的各种修正公式.     

压水堆核电站乏燃料元件γ扫描测量

在压水堆核电站乏燃料元件检验中,完成了4根完整元件棒、4根破损元件棒的γ扫描测量,元件燃耗分布在9 600～45 000 MW·d/t(U)之间,获得了完整元件轴向相对燃耗分布、破损元件~(137)Cs分布及迁移流失情况。结果显示,破损元件均存在不同程度的Cs迁移流失,破口处存在~(137)Cs计数突变(降低)。破损元件~(134)Cs/~(137)Cs原子比分布与相邻完整元件基本一致,表明~(134)Cs、~(137)Cs流失比例近似相等,可用~(134)Cs/~(137)Cs原子比表征其相对燃耗分布;破口处可通过低挥发性核素~(154)Eu计数水平判断燃料芯块是否缺失。检验结果可为燃料元件破损原因分析及堆内行为分析提供重要依据。     

基于~3He球的(n,2n)反应截面测量技术

正中国原子能科学研究院核数据重点实验室原来的~(3)He球探测系统包含有80根~(3)He管,为了进一步提升系统对中子的探测效率,增加了30根~(3)He管。升级后的探测系统共有110根~(3)He管。该系统中子离线探测效率用~(252)Cf自发裂变源进行了标定,总效率值可达(29±2)%。这套