废包壳测量装置研制进展

正废包壳是乏燃料在剪切、浸取过程中产生的固态废物,其中包括轻水堆乏燃料的锆包壳或快堆的不锈钢包壳、碎屑和格架碎块等。废包壳中主要的放射性物质为残留的未溶解的核燃料及其裂变产物、包壳材料的中子活化产物等。废包壳测量装置研制的目的是对包壳中残留核燃料量进行快速定量测量,为实现后处理厂的核材料闭合衡算和放射性固体废物处理处置提供有效的技术支撑。     

一种测量废包壳中U、Pu含量的方法研究

乏燃料组件在后处理厂经过剪切、浸取后的残留物被称为废包壳,测量其中含有的U、Pu质量将作为判断乏燃料溶解工艺水平的一个重要参考依据,或者作为是否需要对废包壳进行再次溶解操作的判断标准。本文在分析废包壳放射性组成情况的基础上,鉴于通过直接测量U、Pu特征粒子分析其质量存在困难,提出一种通过间接方式测量废包壳中残留U、Pu含量的方法,并开展初步的研究工作。此方法设计了一套基于~3He正比计数管的测量装置,采用中子符合法测量分析废包壳中~(244)Cm的含量,并针对测量对象的放射性分布不均匀性,开展测量装置内部空间探测效率分布模拟计算,给出测量的极限误差分析;建立乏燃料组件核素组成信息模拟计算程序,分析计算日本同类型乏燃料组件的关注核素含量,并比对此组件的破坏性分析(DA)结果,给出计算结果的不确定度,并通过上述程序计算得到废包壳对应乏燃料组件中的~(244)Cm/U(Pu)值。结合测量数据和计算数据,可推导出废包壳中的U、Pu质量。此外,本文还分析这种测量分析方法的误差构成,评估最终分析结果不确定度,为工艺判断提供数据支持,同时指出下一步研究工作的方向。     

γ能谱法测量分析废包壳中铀和钚含量技术研究

核电站运行产生的乏燃料,在进行水法后处理时,通过剪切、溶解、共去污、分离、纯化等工序提取其中的铀、钚及其他核素。乏燃料组件经剪切溶解后,溶解液进入后续化工工艺进行处理,燃料元件棒的包壳则保留在溶解器中,称为废包壳,其是水法后处理工艺高放废物的主要来源之一,因设施运行中核材料生产过程的衡算与控制要求,以及废物处理处置的技术需要,需分析其中的铀和钚的含量。本文建立了γ能谱法间接分析废包壳中铀钚含量的方法,采用分段扫描的方式对包壳桶进行分层测量,分析了每层废包壳中¹³⁷Cs的含量,再利用经燃耗模型计算所得的¹³⁷Cs与核材料含量的比值,间接获得了铀和钚含量。该方法充分利用了核材料裂变的物理规律,建立了典型裂变产物与铀和钚含量之间的关系,并通过分段测量分析获得基础数据后间接获得铀和钚的含量,在废包壳测量分析、乏燃料组件燃耗测量分析中均可应用,可为设施运行、核材料衡算、废物管理等提供技术支撑。     

无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究

叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法－无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块、以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明     

乏燃料废包壳残留物质核素分析计算

为分析计算乏燃料废包壳残留物质的核素含量，以M310型核电机组及燃料组件为分析对象，建立了乏燃料废包壳残留物质核素含量分层计算模型，用SCALE程序计算分析了²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比等主要参数随燃耗及冷却时间的变化。计算结果表明，²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比随燃耗及冷却时间的变化均可用三阶多项式拟合。本文工作为废包壳残留物质非破坏性测量方法研究提供了数据支持。     

模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定

描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。     

废包壳中铀钚含量的γ分析方法研究

正废包壳测量装置能准确、快捷地测量废包壳内的铀钚含量以及相应的α活度等参数,可有效提高乏燃料后处理、废物处理处置等环节的资源利用效率。根据废包壳的来源、特点和γ测量分析技术现状,选用HPGe探测器对测量对象进行整体扫描,测量废包壳发射的γ能谱,解谱计算感兴趣特征γ射线能峰的计数率,然后利用模拟计算得到的探测效率进行探测效率修正,再结合放射性衰变规律推算γ射线发射体的活度,最后采用γ射线发射体和U的比推导废包壳中的残余燃料量。测量分析逻辑框图如图1所示。     

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。     

废锆包壳的α去污北大核心CSCD

开展了利用Ag(Ⅱ)间接氧化溶解废锆包壳的α去污研究。结果表明:非放锆包壳不溶于Ag(Ⅱ)-硝酸溶液中,可能是包壳表面生成氧化锆,抑制了包壳的溶解;建立了废锆包壳电化学溶解工艺,开展了废锆包壳α去污工艺验证,溶解后废锆包壳残留的α比活度为2.0×10^(5)Bq/kg;分析了废锆包壳α污染源项,确定了废锆包壳α比活度的主要贡献是^(241)Am和^(238)Pu。     

高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究

本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。     

法国将后处理废物返还原产国

【世界核新闻网站2009年10月14日报道】法国已开始通过铁路将乏燃料后处理产生的废金属运回其原产国瑞士和荷兰。这批废金属来自于乏燃料组件中的锆．铁．锡合金燃料管。在后处理期间，燃料棒被剪切为35mm长的小段，并在硝酸中溶解，以便提取出粉末状的铀、钚及其他易裂变产物。金属碎片被从硝酸中移除，经漂洗与包装后，与一些工艺废物一起接受压实处理。最终这些废物将被装入金属容器中。     

放射性样品中子CT实验环境研究进展

正放射性样品中子CT实验环境设备主要用于以乏燃料元件为代表的放射性样品的无损检测,能够对燃料元件的内部缺陷、芯块内可燃毒物分布、锆合金包壳的氢聚情况及几何尺寸变化、焊缝与密封性检查等进行无损检测研究。2018年中国先进研究堆(CARR)运行期间,使用乏燃料元件模拟件为     

废包壳倾倒装置制造难点剖析

废包壳倾倒装置是乏燃料后处理过程中的一个重要设备,本文通过对其关键部件的加工与测量进行深入分析,提出了切实、可行的加工与测量方案。通过调试试验,对废包壳倾倒装置的功能进行试验验证,结果表明,设备各项功能满足使用要求,充分展示了制造与测量方案的合理性。     

日本第二大反应堆被下令停运

【日本《朝日新闻》2006年4月12日报道】2006年4月12日,日本核燃料公司发布消息,青森县六所村乏燃料后处理厂洗涤槽发生泄漏,泄漏了约40L含钚和铀的洗涤水。这是六所村后处理厂2006年3月底使用乏燃料开始放射性试验以来发生的首次事故。据日本核燃料公司称,2006年4月11日3点40分左右,在后处理厂首端处理厂房溶解槽屏蔽室内,为了将废包壳清洗槽内的洗涤水输送到下一个流程,操作员必须给连接设备安装一个软管,为此操作员使用机械手进行了远距离操作。但在取下软管连接处的关闭管塞时,操作员误将连接关闭管塞与管道的连接部件取下,造成了洗涤…     

高温氧化挥发法——一种先进乏燃料后处理的首端工艺技术

高温氧化挥发处理技术是乏燃料后处理的干法首端过程,其目的是在乏燃料后处理分离工艺前实现包壳与燃料芯块分离,燃料氧化和裂变产物3 H、85 Kr/Xe、14 C、129I、Cs的去除。此过程既有利于乏燃料元件的溶解,又有利于在乏燃料元件进入溶解工艺之前实现氚碘等裂变元素去除,是实现整个乏燃料后处理流程过程废液最小化和氚碘等裂变产物集中管理的最有效方法之一。本文针对氧化挥发技术在乏燃料后处理首端中的应用特点以及氧化温度、气氛等关键影响因素进行了综合分析和阐述。     

瑞士维尔林根中间贮存设施正式投入运营

【日本《原子能产业新闻》2001年7月5日报道】 据瑞士核协会2001年6月22日透露,2000年3月在瑞士北部建成的维尔林根放射性废物集中中间贮存设施正式投入运营。 瑞士联邦核安全检查局(HSK)声明,有关该设施的作业、审批等方面的问题现都已得到解决,来自瑞士国内核电站的高放废月首批来自近邻莱布施塔特核电站(1170 MW,BWR)的乏燃料将被运入该设施。不过,有关放射性废物运输的个别问题尚需审批。 该设施在2000年建成之际就已取得了对放射性废物进行压缩、溶解、固化的预处理及焚烧处理的最终许可证,但由于其他方面的原因,首批运入的乏燃料…     

英国塞拉菲尔德热氧化物后处理厂正式投产

【欧洲核学会《核新闻网》 1 997年 8月2 2日报道】　英国核设施检查团同意英国核燃料有限公司 (BNFL )运行其塞拉菲尔德热氧化物后处理厂 (Thorp) ,这标志着管理上批准程序的结束。BNFL在一份报告中说 ,这一批准意味着正式认可 Thorp能够安全地后处理乏燃料 ,而且还表明运行调试的完成。Thorp运行调试从 1 994年 3月剪切乏燃料开始。之后 ,工厂后处理了各种规格的乏燃料并完成了调试试验 ,现已成功地后处理了 80 0多吨乏燃料。后处理包括除去乏燃料周围的金属套壳 ,在热酸中溶解乏燃料 ,然后再将铀、钚和废物化学分离。从再循环中得到…     

干法贮存中乏燃料包壳温度限值准则及机理分析

美国NRC编制的NUREG-1536《干法贮存的标准审查大纲》主要通过满足乏燃料包壳的温度限值来保证乏燃料干法贮存及后续运输的安全,但其发布的1997年版和2010年版关于乏燃料包壳的相关准则要求有较大差异。文章通过分析DCCG(Diffusion Controlled Cavity Growth)、蠕变开裂和氢化物应力再取向这三种乏燃料包壳破损的限制性机理,掌握了新版NUREG-1536取消DCCG机理并采纳氢化物应力再取向机理制定相关准则的原因。基于对准则制定机理的理解掌握,可以在干法贮存的工程应用中参照新版本准则开展设计。     

欧洲和美国已形成不同的乏燃料处理理念

【美国《核废物新闻》2001年10月11日报道】在一次讨论有关乏燃料处理战略的讨论会上,欧洲和美国在乏燃料管理理念方面表现出了重大差异。 在讨论会上,法国原子能委员会(CEA)代表表示,法国目前正在研究未来乏燃料的不同处理战略,并认为后处理是最佳战略,因为它能对乏燃料中蕴涵的能量进行最大限度的利用。但美国已制订了不再对乏燃料进行后处理的政策,并已决定在地质处置设施中处置完整的乏燃料。 美国和欧洲之间观点的主要分歧围绕着燃料包壳。 欧洲代表强调他们不同意美国的观点,美国认为燃料包壳能够成为废物包的一道屏障并用于预测处…