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。     

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。     

废包壳监测系统及其应用分析

本文介绍的是在德国卡尔斯鲁厄WAK工程开发的基础上经改进完善的废包壳监测系统（canning Monitoring System，简称CAMOS）。这是一种用于核燃料后处理厂、基于非破坏性测量技术（NDA）——中子质询测量技术的废包壳监测系统的工作原理，提出了监测系统存在的问题和改进措施。     

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明：冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了...     

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。     

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。     

核电厂乏燃料棒包壳表面氧化膜拉曼光谱分析

通过拉曼光谱法研究秦山核电厂一期反应堆内运行后的燃料棒Zr-4合金包壳外表面不同部位氧化膜的晶体结构。结果表明,在燃料棒底端,腐蚀程度相对较低,含有较高含量的四方相,表面也呈致密黑色,随着距底端的距离增加,腐蚀程度增加,外表面由黑白相间过渡到疏松白色,氧化膜中四方相氧化锆含量逐渐减少,逐渐转变为单斜相;在径向上,从氧化膜/金属界面到表面,四方相含量逐渐减少,单斜相氧化锆含量升高。与堆外试验结果类似,即四方相向单斜相氧化锆的转变决定锆合金包壳材料在堆内的抗腐蚀性能,单斜相含量越高,腐蚀速率越高,耐腐蚀性能越差。     

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。     

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。     

秦山一期核电厂乏燃料棒包壳外表面氧化膜内应力研究

锆合金在压水堆中常用作包壳材料,而包壳的腐蚀限制了燃料的堆内使用寿命。为了增加核燃料的燃耗,有必要研究包壳的腐蚀过程。以秦山一期核电厂乏燃料棒为研究对象,对包壳外表面氧化膜的内应力和物相组成进行分析,对径向氧化膜显微形貌进行观察。结果表明,氧化膜中存在压应力,从燃料棒底端到顶端,应力逐渐减小,当降低到最低值时,应力逐渐稳定下来,最后在气腔处又突然增加;压应力对稳定四方相有着非常重要的作用,随着氧化层中裂纹与孔洞的发展,应力得到释放,氧化膜的物相逐渐转变为单斜相。     

乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析

针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆( HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力.结果表明:HSTR可以有效实现焚烧239pu的目标,同时嬗变可观数量的237Np;若要实现...     

MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明：乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。     

基于NECP-Bamboo程序的商用压水堆乏燃料组件核素成分分析

乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件,放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端,限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析,通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度,还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明,Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项,使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大,但对总的放射性源项计算结果影响较大;基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库,该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。     

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。     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

乏燃料元件密集贮存计算与分析

主要利用ACCP程序和SCALE4.3程序包对压水堆的乏燃料元件密集贮存进行计算和分析。ACCP程序主要是用于计算获得不同富集度不同燃耗的核素成分。根据计算获得的同位素成分数据应用SCALE4.3程序包中的CASA25程序对贮存这种乏燃料的水池进行临界分析。针对岭澳34号机组乏燃料贮存池Ⅱ区建立计算模型。计算结果与ENSA报告符合良好,表明计算方法正确以及计算程序ACCP程序和SCALE4.3程序包可以应用于乏燃料元件密集贮存临界分析。初步建立了一套适用于燃耗信任制问题的计算软件包。