桶装固体废物α/γ分类检测装置研制

正1概述根据国家相关法规规定,放射性固体废物在通过减容、固定、整备等转型处理后,必须对废物中放射性核素的种类及含量进行检测分类,以便进行科学合理的处理处置。对于放射性固体废物常用的检测方法为γ射线测量和中子测量。对密度小的放射性废物的检测一般采用γ射线测量方法,对中高密度放射性废物的检测,通常用中子测量方法。废物分类测量采用γ射线和中子相结合的测量方法。     

桶装核废物SGS检测层间串扰校正技术

分层γ扫描技术是针对桶装核废物样品定性、定量无损检测与分析的一种重要方法。分层γ扫描时,探测器在测量当前层的时候会受到临近层放射性的干扰,层间串扰是导致样品核素总量检测值与实际值产生较大误差的重要因素之一。通过层间补偿的方法确定核废物桶每层样品的校正系数,采用蒙特卡罗(Monte-Carlo,MC)模拟与实验测量对探测张角覆盖废物桶的体积重叠部分进行准确校正。实验结果表明,废物桶样品校正值与实验值误差均在10%以内,精确度提高了5%。在测量和计算误差存在的条件下,可以准确估计出放射性废物桶内核素放射性活度,提高检测精度。     

废物桶活度测量的半层析γ扫描技术

半层析γ扫描技术(Semi-tomographic Gamma Scanning,STGS)在综合分段γ扫描技术(Segmented Gamma Scanning,SGS)和层析γ扫描技术(Tomographic Gamma Scanning,TGS)的基础上,对其测量方法和重建算法进行了改进。用STGS方法测量核电厂废物桶活度是在SGS基础上,将废物桶轴向分段的每层进一步划分为数个环状体素,然后采用拓扑层析方法进行活度重建。针对包含三种放射性核素的400 L超压废物桶,蒙特卡罗方法被用于验证STGS方法的正确性。结果显示:SGS对高密度400 L废物桶的最大测量误差超过100%,而STGS的重建误差和统计偏差可控制在50%以内,且往往是SGS方法的二分之一或更低。而测量时间显著短于TGS。从整体上讲,STGS是一种平衡了精度和测量时间,测量高密度400L废物桶的有效方法。     

基于神经网络的废物桶活度测量方法研究

针对废物桶活度传统分段γ扫描（Segmented Gamma Scanning,SGS）测量精度低、层析γ扫描（Tomographic Gamma Scanning,TGS）测量时间长的问题,提出了基于神经网络的新型活度测量方法（New Gamma Scanning,NGS）。在该方法中,对介质均匀分布的废物桶进行测量时,将三个不同位置的探测器的计数率输入神经网络,可以直接输出等效环源半径,最终实现废物桶内核素总活度的准确重建。对400 L均匀水泥废物桶进行了多组模拟测量,利用不同方法分别进行了活度重建。结果表明：对于单个源,新方法的平均相对误差为4.26%,远小于SGS的误差（68.15%）,与60网格的TGS的误差接近（3.97%）;对于多个源,新方法的平均相对误差为24.27%,而SGS为48.02%,TGS为28.61%。新方法的精度高于SGS,达到了TGS的水平,而测量时间缩短到了TGS的1/20。新方法在保证了高精度的前提下大大缩短了测量时间,为低、中水平放射性固体废物的测量提供了技术支撑。     

SGS技术在放射性固体废物整备检测中的应用

介绍了利用分段γ扫描(SGS)技术在放射性固体废物整备无损检测中的应用,根据某核科研基地废物特点建立了放射性固体废物整备处理技术路线。该技术路线利用桶装废物放射性无损检测装置,获取废物γ放射性信息,指导废物分拣及分类整备,从而将极低放废物和豁免废物从中、低放废物中分拣出来,使放射性废物达到最少化。实验结果表明桶装γ放射性废物无损检测装置具有测量性能稳、测量误差小等优点,能满足放射性固体废物检测要求。     

分段γ扫描装置校准用桶状标准源的设计

放射性废物桶分段γ扫描(Segmented Gamma Scanning,SGS)测量装置结构复杂,其测量对象即废物桶自身的放射性物质的分布、组成、活度范围以及堆积密度等差别较大,若对每类样品单独进行效率刻度,通常需要多个不同组成和体积庞大的刻度源,从而花费大量的时间和费用。通过对SGS装置的测量方法的研究,设计出以线状源法为核心的放射性废物桶标准源的基本模型,该模型由单个与废物桶相同高度的线状源插入废物桶中进行旋转测量形成,优点是放射性废物桶标准源内放射性核素与填充基质分开,结构灵活且安全性较高。通过实验测量结果和蒙特卡罗模拟的结果进行比较,验证其用于量值传递的可行性。     

桶装α废物分类检测装置研制

基于无源中子测量方法的桶装α废物分类检测装置研制已基本完成。该装置（图1）主要用于中、低密度桶装固体放射性废物定量测量,通过分析与计算,可获得桶中的α活度浓度,并参照我国放射性废物分类标准（GB9133--1995）,区分出α废物,以便对放射性废物进行科学、合理处置,降低处置费用。     

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%。     

液体闪烁谱仪测量155Eu溶液活度

介绍了在^155Eu活度测量的全国比对中，国内第1次使用液体闪烁谱仪测量^155Eu的β射线来测定它的活度。在总不确定度内，测量结果与参加比对的全部各种各样测量方法测出结果的平均值相符合。但用液体闪烁谱仪测量简单省事，是其他测量装置所无法比拟的。预示着液体闪烁谱仪测量其他β-γ核素的活度也是有效的。     

~(142)La活度及主要γ射线发射几率实验测量

利用数字符合方法对短寿命核素142La的活度和641 keV的γ射线绝对发射几率进行了实验测量。142La活度测量结果的合成标准不确定度小于0.46%,641.285 keV的γ射线发射几率测量结果为0.473±0.005(k=1),与《同位素表》第8版推荐数据0.474±0.005的相对偏差为-0.24%。此外,还依据γ射线发射几率测量工作中获取的数据,得到了142La的半衰期为(91.0±0.7)min,与《同位素表》第8版推荐数据(91.1±0.5)min的相对偏差小于0.2%。     

核电软件NESTOR堆芯功率分布计算不确定性研究

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。      

华龙一号LPD在线监测系统误差分析

核电厂采用线功率密度(LPD)在线监测系统对电站运行的实测参数在线计算并显示堆芯线功率密度,能够准确、及时地描述堆芯状态,提高核电厂运行的安全性和经济性。LPD在线监测系统报警限值的设定,需要考虑在线监测系统的总体误差,并留有一定裕量。通过研究华龙一号LPD在线监测系统的总体不确定度的分析方法,将系统的各部分误差通过统计方法综合起来,得到系统的总体误差限值。结果表明,华龙一号采用的LPD在线监测系统误差满足工程要求。     

地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。     

Sliding mode observer design for a PWR to estimate the xenon concentration & delayed neutrons precursor density based on the two point nuclear reactor model

One of the important operations in nuclear power plants is load-following in which imbalance of axial power distribution induces xenon oscillations. These oscillations must be maintained within acceptable limits otherwise the nuclear power plant could become unstable. Therefore, bounded xenon oscillation considered to be a constraint for the load-following operation. In other hands, precursors produce delayed neutrons which are most important in control of nuclear reactor, but xenon concentration & precursor density cannot be measured directly. In this paper, non-linear sliding mode observer which has the robust characteristics facing the parameters uncertainties and disturbances is proposed based on the two point nuclear reactor model to estimate the xenon concentration & delayed neutron precursor density of the Pressurized-Water Nuclear Reactor (PWR) using reactor power measurement. The stability analysis is given by means Lyapunov approach, thus the system is guaranteed to be stable within a large range. The employed method is easy to implement in practical applications. This estimation is done taking into account the effects of reactivity feedback due to temperature and xenon concentration. Simulation results clearly show that the sliding mode observer follows the actual system variables accurately and is satisfactory in the presence of the parameters uncertainties & disturbances.     

Chemical Tracer Method for Measurement of Flow Rates in Closed Conduits

Thermal output in a nuclear power plant is verified by a calorimetric heat balance on the secondary system of the power plant. The calorimetry involves the precise measurement of the feed water flow rate which should be designed to have ±1:0% of uncertainty. However, the indication of feed water flow rate obtained by a differential pressure measurement across a venturi can be affected by instrument errors, fouling, or a poorly developed velocity profile. These factors can lead to an inaccurate mass flow rate and consequently, an inaccurate estimate of power. The purpose of this study is to develop verification methods with accuracy better than ±0:5% for high-precision flow measurement to be used for measuring feed water flow rate. Such an improvement saves electric power. For a typical Korean nuclear power plant of 1,000MW, 10MW would be potentially saved. This chemical tracer method is a testing process using a tracer, which can be applied to quantify losses in electrical output caused by incorrect measurement of feed water flow rate. This method has a good response to changes in the flow rate. An accuracy better than 0.5% is expected for feed water flow measurement, provided that the feed water system is stabilized during the test.     

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

燃料破损在线探测系统在核电厂的应用与分析

国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统（FDDS）。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。     

动力堆乏燃料组件燃耗的非破坏性分析

概要综述了用无源和有源非破坏性分析技术测量动力堆乏燃料组件燃耗的基本原理、方法和实验装置。由电离室和裂变室组成的标准叉型探测器具有性能稳定可靠、分析速度快、操作简单、携带方便等优点。当前，它对ＬＷＲ组件的燃耗测量值和申报值的偏差在±１％以内。用高分辨γ谱方法（ＨＲＧＳ）测量组件的燃耗，也能达到同样的精度。根据测量得到的中子计数或γ放射性，可以确定组件中可裂变物质的含量。     

Methods in Environmental Sampling for Radionuclides

This paper reviews methods of environmental sampling for radionuclides around operational and preoperational nuclear power plants. We examine in detail the implications of the established radiation standards and their effect on sampling procedures. Transport mechanisms of radionuclides in liquid effluent, and the deposition of airborne radionuclides onto soil and vegetation are discussed. We evaluate water- and soil-sampling procedures. The Lawrence Livermore Laboratory program of terrestrial gamma-ray surveys at preoperational nuclear power plants is described.