基于小型中子发生器研究堆燃料组件~(235)U富集度的测量方法研究

燃料组件中235U富集度测量方法普遍采用中子活化法和质谱法。由于中子活化法测量设备庞大和质谱法破坏样品的缺点,无法作为快速、便携测量燃料组件235U富集度的有效手段,不适于作为燃料组件管理和运输过程中铀同位素富集度的测量验证手段。为此,研发一种以小型中子发生器(14 MeV中子源)为激发源的快速、便携测量燃料组件235U富集度方法。依据特定裂变核素平均产额之比与235U富集度的近似线性相关性,成功地测量了235U富集度范围为10%~90%铀样品。     

235U富集度的检测

采用γ能谱法和PC/FRAM软件分析检测铀样品中²³⁵U的富集度。实验结果表明,随机抽样的2个铀样品中,²³⁵U富集度测定值与标称值间相对偏差均在3%以内。该方法可用于铀样品中²³⁵U富集度的测量,并为今后核材料的测量提供一定的参考。     

~(235)U和~(238)U裂变率分布测量应考虑的因素

用箔片活化法测量堆内235U和238U裂变率时,由于探测箔内待测核素的富集度不是特别高,铀箔辐照后,测到的某个γ射线能量(如1596keV)的计数来源于这两种核素(235U和238U)核裂变产生的相同裂变产物(140La),即测量中不可能单独测量235U或238U裂变产生的140La的γ射线的计数。其结果     

研究堆燃料的235U富集度对材料核发热的影响

以中国先进研究堆(CARR)为研究对象，就采用不同^235U富集度的燃料对堆内燃料区和非燃料区核发热的影响进行了分析。分析结果表明：不同^235U富集度的燃料对燃料区影响极微。对非燃料区占核发热主要份额的γ光子热按来源进行了分类，并以CARR堆冷源的冷包为例，从理论分析和程序(MCNP)计算两方面进行了探讨。     

20 ^235U和^238U裂变率分布测量应考虑的因素

用箔片活化法测量堆内^235U和^238U裂变率时，由于探测箔内待测核素的富集度不是特别高，铀箔辐照后，测到的某个γ射线能量（如1596keV）的计数来源于这两种核素（^235U和^238U）核裂变产生的相同裂变产物（^140La），即测量中不可能单独测量^235U或^238U裂变产生的^140La的γ射线的计数。     

反应堆燃料元件~(235)U的丰度检查

一、引言利用γ射线闪烁计数器,测量~(235)U衰变放出的185.7keVγ射线的相对强度,可以测量燃料元件的~(235)U同位素丰度。这种测量可以是在线,也可以是取样测量。γ射线能谱法证明是一个有效的测量方法。它和化学、质谱法相比,它可以非破坏地测量各种含铀核材料的~(235)U同位素丰度,该方法有简单、速度快、价格便宜等特点。当需要立即得到测量结果时可用这种方法。     

研究堆乏燃料组件中~(235)U含量和燃耗的测定

介绍了利用乏燃料组件再次辐照和γ,谱对比法确定研究堆中235U含量及其燃耗成分的方法,描述了在俄罗斯IRT-MIFI堆上对IRT-3M燃料组件进行分析测定的条件装置和实验过程,给出了相应的实验结果和不确定度评价.结果表明,用该方法分析高浓铀核燃料组件中235U的含量可以得到小于2%的不确定度.     

核安全与保障 中国实验快堆新燃料组件的非破坏性测量法属性检测

对中国实验快堆新燃料组件进行非破坏性分析测量，分别采用了有源中子符合法和γ射线测量法。利用改装设计的有源中子符合环（UNCC）对2组燃料组件中^235U含量分布进行了测量检验。测量曲线的分布趋势与实际丰度分布一致。组件中子符合计数率与位置对应示意图如图1所示。     

容器内铀同位素丰度的非破坏探测技术研究

研制了三维样品旋转装置,用PC/FRAM软件分析了通过同轴HPGe探测器采集的铀总量在2—600g、能区在120—1001keV的铀同位素γ射线。建立了高放废物容器内非均匀分布的铀同位素丰度的γ能谱测量方法。对同位素丰度在20%—93%的235U,测量不确定度<0.6%,对238U的测量不确定度<1.3%。     

可燃废物中铀含量无损测定研究

介绍了应用γ扫描装置对可燃废物中的铀含量无损测定的研究成果。通过对仪器的刻度、本底实验、γ点源实验、加入标准样品实验等,确定了该方法的探测下限为每包废物中~(235)U含量0.053g。当每包废物中~(235)U的含量达到1g时,方法误差为±36％(2σ);当每包废物中~(235)U的含量达到5g时,方法误差为±20％(2σ);经过三个月的考验,方法的长期稳定性良好,最大相对误差为4.9％。利用该法对生产秦山、大亚湾核电站燃料组件,所产生的各种~(235)U富集度的可燃含铀废物进行了测量。     

252Cf中子活化核燃料棒235U富集度均匀性检测装置

采用^252Cf中子活化方法研制燃料棒^235U富集度均匀性检测设备，用慢化后的^252Cf中子照射燃料棒，使燃料棒UO2芯块中的^235U发生裂变，通过测量其裂变产物的γ射线总强度对燃料棒^235U富集度及其均匀性进行在线检测。采用1．2mg的^252Cf中子源，能检测出燃料棒中^235U富集度相对偏差土10％的单个混料芯块，单根燃料棒的检测速度可达7m/min，检测结果的置信概率为97．74％。     

γ能谱法测量核材料铀富集度应用研究

综述了核保障活动中通用的富集度仪原理分析法、多组铀分析法(MGAU)和多效固定能响应函数分析法(FRAM)等测量铀富集度的γ能谱法进行对比分析,确定三种方法的适用测量范围及样品富集度、均匀性、几何形状和容器等因素对三种方法测量性能的影响.     

铀样品自吸收修正因子与样品质量的相关性

探讨了中子活化法检测燃料棒235U富集度均匀性过程中,不同丰度铀样品γ射线自吸收修正因子与样品质量之间的相关性。采用装于相同规格样品盒的不同丰度和质量的铀样品,将一块发射多个γ射线的标准点源(152Eu+137Cs)放置在准直器上,用HPGeγ谱仪测量样品不同能量γ射线的自吸收修正因子F。将自吸收修正因子F与样品质量m进行回归分析,得到F-m直线回归方程,用此方法得到的修正因子对中子活化分析测量模拟样品丰度时的活度进行修正,分析结果与质谱法分析结果之间的偏差小于1‰。     

中子诱发^235U裂变时^95Zr、^140Ba和^147Nd裂变产额随中子能量的变化

本厂作用直接γ能谱法测量了热中子和3.0、5.0、5.5、8.0和14.8 MeV中子诱发235U裂变时的裂变产物产额。本工作的目的是测量95Zr、140Ba、147Nd等核素的产额随入射中子能量的变化关系,进而研究其规律性。其中,140Ba是作为监督核测量的,它位于产额双驼峰曲线重峰的峰区。在本测量工作中,对样品中裂变产物的测量使用了直接γ能谱法。最后给出的测量结果除热中子是绝对测量值外,其余能点各核素的裂变产额值均是通过“快热比”方法给出的,即是以热中子诱发235U裂变产额为基准的相对产额值。采用“快热比”方法测量     

快堆中不同核燃料类型的长寿期性能评价

建立了典型的快堆六角形栅元堆芯模型,研究了多种类型的燃料在快中子能谱辐照环境下经过较长时间辐照后的性能,对不同燃料堆芯在运行寿期末的乏燃料组成成分进行了分析.结果表明,在栅元结构完全一样且初始剩余反应性基本相同的情况下,燃料反应性损失从小到大的顺序是:金属燃料＜氮化物燃料＜碳化物燃料<氧化物燃料;在整个寿期中,使用Pu驱动的燃料比使用235U驱动的燃料反应性下降得慢;金属燃料寿期末乏燃料中按初始装载燃料质量平均后的超铀核素的质量最小,其他依次为氧化物<氮化物<碳化物;由于初始装载量的增多,使用Pu驱动的燃料寿期末乏燃料超铀核素的总量比使用235U驱动的燃料多,同时,乏燃料Pu中的易裂变同位素的份额比235U驱动燃料的少.从中子学角度考虑,UZr燃料是比较理想的长寿命快堆堆芯燃料类型.     

后处理铀再循环的各种使用方法

阿格后处理厂水堆燃料后处理可获得两种产物:钚和铀。铀中同位素的成份,可能使其潜在的中子倍增值为天然铀的1—2倍。1.压水堆铀循环情况0.66公斤分离功需要1,640度电,可以获得154克铀-235浓度为3.25%的浓缩铀,尾料中铀-235比率是0.25%。由于铀-234比铀-235轻,因此比铀-235浓缩得快,铀-234     

深燃耗球床式气冷快堆研究

气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统候选堆型之一,它可以满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求.从反应堆物理和热工水力学的角度出发,设计了热功率300 MW的球床式气冷快堆,选择了碳化物燃料作为气冷快堆的燃料.用耦合燃耗计算程序COUPLE2.0模拟得到了深燃耗气冷快堆的铀燃料循环的平衡态.平衡态研究结果表明基于深燃耗的300 MW球床式气冷快堆可以提高铀资源的利用率同时降低乏燃料中的次锕系核素的含量.当燃料球直径为6 cm,燃料区的直径为5.5 cm,燃料占燃料区的体积的70%,燃料形式为UC,其中235U的初始富集度为12%时,燃料球通过堆芯的时间可以达到12 600 d,重金属燃耗深度为164.38 GWd/t,总的铀资源的利用率可以达到为28.03%.     

压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究

建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具.以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2#5U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析.模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程.再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析.计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生.不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难.建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究.     

252Cf中子活化核燃料棒235U富集度检测设备的软件设计

介绍了252Cf中子活化核燃料棒235U富集度检测设备的软件设计,该软件采用多线程技术控制研华PCI-1780采集卡定时采集六路探测器输出的经252Cf中子活化后235U裂变产物的γ射线信号,针对采集数据的特性,进行相应的处理和分析,可以检测出核燃料棒的实际235U富集度以及有无异常芯块.该软件经过实验验证在检测速度为6时,能够准确测量核燃料棒的实际235U富集度值并判断棒中是否混有异常芯块,同时向PLC发送相应信号实现自动分选.目前已应用在核燃料元件厂的核燃料棒235U富集度无损检测设备上.     

新型无源法核燃料棒~(235)U富集度检测系统研制

介绍了新型无源法核燃料棒~(235)U富集度检测系统的研制,该系统采用4通道多探测器设计,能在核燃料棒匀速通过检测体时有效探测核燃料芯块中~(235)U核素自发衰变产生的γ射线,实时生成~(235)U富集度分布图谱,进而判断各通道核燃料棒质量是否合格并实现好坏料自动分选。该系统经实验验证在单通道检测速度为1 m/min时,能够准确测量核燃料棒~(235)U富集度值并判断棒中是否混有异常芯块。该系统已应用于核燃料元件生产线上。