核燃料元件三维中子成像定量无损检测方法研究

中子照相是无损检测技术(NDT)中的一种。可用于检测核燃料元件内部缺陷、确定燃料芯块中~(235)U富集度、检测燃料内可燃毒物、确定包壳氢聚的位置及含量等。传统的核燃料元件中子照相方法获得二维检测成像,无法获得芯块碎片形貌、芯块内部颗粒分布、包壳破损状态等缺陷的三维立体形态信息。本文介绍在中国先进研究堆(CARR)及德国亥姆霍兹柏林研究中心(HZB)开展的核燃料元件三维中子成像定量NDT方法研究。缺陷的三维定量可获得内部杂质的三维成像,并可定量测量相关参数。包壳氢聚的三维测量可实现几乎所有包壳位置的氢聚含量定量测量。     

核燃料元件模拟件的中子照相无损检测

中子照相可以对具有放射性的核燃料元件进行无损检测。本文采用核燃料元件模拟件在中国先进研究堆(CARR)中子束流水平孔道利用0.1mm厚的Dy中子转换屏配合工业X射线胶片获得成像,进行中子照相无损检测的模拟研究。利用检测成像发展了核燃料元件缺陷分析、包壳氢聚含量定量测量、芯块U-235富集度定量测量等成像分析方法,为真实核燃料元件的检测打下基础。     

核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。     

中国先进研究堆间接中子照相方法的初步研究

中国先进研究堆（CARR）的建成为我国间接中子照相技术的发展及应用提供了重要的实验平台。本文基于CARR开展了间接中子照相方法的初步研究。首先利用蒙特卡罗方法计算分析了基于CARR开展间接中子照相测量的条件;然后根据这些条件,通过解析计算确定了间接成像两次曝光过程的实验参数;最后利用CARR的热中子孔道,以核燃料元件模拟件为样品进行了间接中子照相实验,并研究了间接中子照相成像数据的处理及分析方法。     

核燃料元件的综合标准化

本文阐述了核燃料元件综合标准化在我国开展的概况、工作方针和工作程序。     

核燃料元件PFMEA分析过程研究

通过介绍过程FMEA在中核建中核燃料元件有限公司开展的过程,对生产型企业如何结合企业实际情况开展过程FMEA的流程和注意事项加以说明,并介绍了故障模式严酷度等级、故障模式被检测难度等级、故障模式发生概率等级,以及RPN临界值的制定方法。     

对核燃料元件实施分级放行管理的研究

放行是保证核燃料元件质量的重要手段之一,但同时也增加了质量成本,降低了产品的流转效率。文章通过对核元件厂放行管理现状的分析,阐述了如何实施分级放行管理,优化放行控制流程,从而提升产品的放行效率,同时也对分级放行管理存在的风险进行了分析,提出了应对措施。     

板型燃料元件内部缺陷的无损检测

本文使用超声波水浸单探头反射法对不贴紧缺陷进行了检测,根据缺陷反射波的形状及在时域上的位置对缺陷的深度和类型进行了分析评价。使用²⁴¹Am源59.5 keV的单能窄缝γ射线,对芯体分布的均匀性进行了检测。根据特定检测频率下包壳厚度与涡流阻抗变化的对应关系对包壳厚度进行了分析评价。通过超声、射线和涡流检测方法对板型燃料元件内部缺陷检测并给予评价,保证产品质量。     

一种用于退役核燃料元件包壳的破裂检测技术

本文阐述了基于活性炭对85Kr吸附特性来检测退役核燃料元件包壳破裂的技术,给出了测量原理及测量系统。方法是通过测量活性炭所吸收的85Kr所放出β射线的计数率的大小,来判断退役核燃料元件包壳是否破裂,该测量系统对β射线的探测效率大于40%,对β射线的本底计数率为0.84Counts?min–1。使用该方法的实际测量结论与取水样用化学分析方法所得结论一致。     

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。     

核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置中的中子慢化系统计算

对于核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置,为了合理有效地利用252Cf中子源,提高检测灵敏度,需要合理选择中子慢化材料,优化中子慢化过程。本文利用Monte Carlo方法对中子慢化系统进行了优化计算,在保证慢化中子(En<1MeV)通量密度较高和235U与238U的裂变反应几率比R5/8也较高的前提下,给出了几种慢化材料及其组合的结果。     

某压水堆核燃料元件生产线辐射水平及对作业人员的健康影响

根据相关的放射卫生国家标准与方法,为保护放射工作人员和公众的健康,对某压水堆核燃料元件生产线工作场所进行了职业危害因素识别,对场所的γ剂量率、主工艺生产岗位α、β表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度进行了监测,对工作人员受照剂量及职业健康体检进行了调查。结果表明,该压水堆核燃料元件生产线属职业病因素危害严重的建设项目,在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的要求,在正常运行条件下该生产线不会对工作人员的身体造成辐射危害。     

核燃料元件表面污染检测系统研究

开展针对燃料元件表面污染检测系统的研究,分析表面污染检测的主要原理,并建立检测系统。通过对表面α标准源测试实验数据分析,获得检测系统的测量不确定度;实际的检测结果表明:采用α—计数法的检测系统稳定可靠,探测效率高,能够实现1.5 m长燃料元件的表面污染检测。     

后处理工艺料液中亚硝酸的荧光分析方法

建立了硝酸介质中测定亚硝酸的荧光分析方法。该方法以5-氨基荧光素作荧光增强剂,在酸性条件下,5-氨基荧光素与亚硝酸发生重氮化反应,其产物在碱性条件下具有很强的荧光,利用荧光光度计测定其荧光强度从而得到亚硝酸的含量。实验表明,样品测量的精密度为7%,回收率为89%～104%,样品的检测限为7×10-5mol/L,测量的不确定度为13%。该方法灵敏度高、操作简便、抗干扰强,以硝酸为介质,可直接用于后处理工艺中亚硝酸的测定。     

单片式核燃料板轧制过程的数值模拟研究

针对UMo合金单片式核燃料板锆合金包壳材料应变率相关的力学本构关系,推导出其三维应力更新算法,相应地编写了定义其本构关系的VUMAT子程序并验证了程序的正确性;建立了对UMo合金单片式板元件的框架轧制过程进行计算模拟的有限元模型;利用显式动力有限元法,计算分析了复合坯内部的变形以及接触压强在轧制过程中的演化规律。研究结果表明,利用VUMAT用户材料子程序能方便正确地定义材料应变率相关的本构关系;燃料芯体与盖板之间的轧制接触压力随时间而演化,在靠近宽度方向的对称面处具有最大的接触压力。本研究为优化UMo合金单片式核燃料板的制造工艺参数提供了理论基础和计算手段。     

基于硅酸盐钆掺杂的紧凑热中子准直器仿真模拟及性能研究

在核安保管理中,基于中子发生器的热中子成像技术可对被屏蔽核材料进行无损检测成像。为提高成像质量,需对慢化后的中子进行准直。本文使用蒙特卡罗软件Geant4对一种基于硅酸盐钆掺杂的紧凑中子准直器进行了理论建模,对该准直器的热中子透过率和准直率进行了模拟计算,计算结果将用于指导后续的核材料中子成像系统构建。