14.9MeV中子诱发~(238)U裂变时几个核素累计产额的绝对测量

本文叙述了用放化方法测定14.9MeV中子诱发~(238)U裂变时的裂变产物~(95)Zr,~(99)Mo,~(103)Ru,~(106)Ru,~(144)Ce和~(147)Nd的绝对累计产额,其结果分别为(4.96±0.22)％,(5.44±0.20)％,(4.75±0.23)％,(2.51±0.13)％,(4.01±0.21)％和(2.13±0.11)％。裂变率是用双裂变室测量的,裂变产物核的衰变率用经4πβ-γ符合法刻度过的低本底2πβ卢和NaI(T1)测量仪测定。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的照射史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,r)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量、可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有如下特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd获得燃耗结果的修正量分别为+0.29%,+16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。      

日本打算研究贫化铀的利用途径

【日本《日刊工业新闻》1982年2月3日4版报道】据日本“动·燃”事业团理事长濑川正男透露,从辐照燃料的后处理中回收的铀(贫化铀)的再浓缩实验将从1982年度开始。这种贫化铀的浓缩和天然铀的浓缩基本是一样的,只是贫化铀中多了一些其他物质,如(1)含有微量的钚和裂变产物;(2)含有在反应堆中生成的铀同位素即有     

10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.在冷态性能检验合格的基础上,进行了10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验.在辐照温度1 000 ℃、累积快中子注量1.28×1025 m-2和燃耗(以金属铀计)达到95 GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破损.辐照考验结果表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆安全运行的要求.     

西德研究反应堆安全时使用了人工配制的裂变产物合金

【西德《原子与电流》1980年第5期报道】卡尔斯鲁厄核研究中心的一座配制弱放裂变产物混合物的装置,成功地结束了试运行。这种裂变产物混合物中,除了核燃料二氧化铀外,还含有最多有13种的裂变产物元素,这些元素是轻水堆辐照燃料中有代表性的裂变产物。这种混合物称阼钇(一种含有裂变产物的合金)。它在这套装置中,被加工成燃料棒,然后用作反应堆安全试验,例如小规模堆芯熔化试验。做这种用途时,裂变产物放射性组成的浓度约10微居里/公斤就够了。选用这种浓度的原因,一方面是使这种燃料棒的辐射强度实际上是无害的,另一方面又能根据γ射线测量立即鉴定出堆     

快堆燃料即使在燃料管破损时仍具有很高的抗侵蚀性

【日本《原子能视野》 1998年 7月号第5 7页报道】　即使快堆燃料管 (装有燃料的包壳管 )破损 ,燃料的内部已部分熔化 ,燃料管也不会向外漏出裂变产物或燃料。这是动·燃事业团和法国原子能安全和防护研究所在共同研究的“CABRI- RAFT计划”中 ,用实验堆通过条件极其苛刻的实验发现的新现象。这使人们第一次发现 ,即使快堆燃料发生事故 ,与轻水堆相比仍然处于安全状态。该实验是法国原子能安全和防护研究所从 1996年开始在卡达拉希研究所内的实验堆“CABRI”上进行的。该实验还探讨了在快堆堆芯损坏、燃料熔化时的情形。有关快堆燃料…     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

从核废物中回收贵金属

【美国《核学会汇刊))1982年第43卷第90页报道】三个贵金属——钯、铑、钉以及锝都可以从反应堆的裂变产物中回收。表l列出1973—2000年美国累积需要量和从商用反应堆的裂变产物废物中可以回收的量。1吨从商用反应堆卸出的辐照燃料含有的这些贵金属约值20,000美元。从裂变产物中回收这些贵金属可以满足美国对铂     

燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响研究

分析燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响,得出结论:燃料氧化后,燃料中铀原子空位增多对裂变产物释放的影响要大于导热率降低后燃料温度上升带来的影响;裂变产物释放份额随氧铀比升高而增大,燃料棒线功率密度越高,效应越明显。     

放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。     

镧系裂变产物（La、Ce、Pr和Nd）在α-U表面偏析行为的第一原理研究 #br#

镧系裂变产物引起的燃料肿胀及包壳脆化是UZr金属燃料服役中的主要问题。其快速扩散通常借助于裂变气体释放通道,实验可观察到镧系裂变产物会在UZr金属燃料氙气泡处偏析。为理解裂变产物扩散机理及表面偏析现象,本文采用第一原理方法,对低温α-U中（100）、（112）、（001）、（021）、（110）、（010）表面的原子结构及形成能进行了研究,并讨论了常见镧系裂变产物La、Ce、Pr和Nd在不同表面的偏析行为。计算结果表明,（110）表面的形成能最低,为1.75 J/m²,（112）、（021）和（001）表面的形成能次之,为1.81~1.83 J/m²,（010）和（100）表面的形成能最高,分别为1.96 J/m²和2.04 J/m²。4种裂变产物在6种表面都表现出明显的偏析效应,对于同一种表面,其偏析驱动力排序为：La>Ce>Pr>Nd。对于同一种镧系裂变产物,偏析能随层间距的增加而减小。此外,采用Mc-Lean方程从热力学上评估了4种裂变产物在α-U表面的占据率,结果表明在服役温度范围内,4种镧系裂变产物均表现出明显的表面偏析。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

10 MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验

为了评价10 MW高温气冷堆(HTR-10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验.辐照考验在俄罗斯的IVV-2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放.辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察.辐照后检验结果表明辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损, 生产的燃料元件满足10 MW高温气冷堆的设计要求.     

TRISO包覆燃料颗粒裂变产物扩散释放特性研究

为研究三结构各向同性（TRISO）燃料颗粒裂变产物扩散释放特性,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO包覆燃料颗粒裂变产物Fick扩散模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证;利用所建模型对高温气冷堆典型工况下TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,同时,考虑裂变产物的反冲效应和热扩散效应,对TRISO包覆燃料颗粒不同温度及颗粒功率下裂变产物释放特性进行了分析。研究结果表明,高温会使TRISO包覆燃料颗粒裂变产物包容能力丧失,功率的提升则对裂变产物的释放影响较小。     

国外核废物地质处置概况

一、有关名词、术语解译 1.核废物核工业从铀矿开采、水冶、浓缩、加工到制成核燃料,称“前处理”。核燃料经反应堆运行后,每3—4年就有1/3—1/4要更换,进行后处理,以回收未耗完的铀并制成新燃料,同时生产钚,提取其他裂变产物和超铀元素。始于开采,终于核素回收的全过程称核燃料循环。循环过程中每一个工序都产生核废物,其中99％是固体,仅有1％是液体和气体。废物数量与反应堆的功率、堆型、运行管理水平、维护和事故情况以及处理工艺等很多因素有关。一座2×100万kW压水堆核电站,每年约有1000m~3固体核废物,寿期按35年计算,即有35 000m~3。这些     

α-U中裂变气体和合金元素相互作用的第一性原理研究

<正>金属燃料在使用过程中经历着剧烈的演变过程,制约其高燃耗的关键问题有:裂变气体释放和燃料的肿胀;燃料成分的重布,主要是指合金元素重分布;裂变产物的迁移及其对包壳的腐蚀。随着燃耗的升高,产生大量的裂变气体会影响合金元素的重布及其析出行为。本工作运用基于密度泛函理论的第一性原理计算程序VASP研究了α-U中裂变气体氙(Xe)和合金元素锆(Zr)和     

印度研制出快堆燃料

印度总理英迪拉·甘地告诉议会,印度科学家已为马德拉斯附近一座接近完工的快中子增殖实验堆研制出裂变燃料。这样,印度现在就不必向法国购买快中子增殖堆燃料了。     

基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统

本发明公开了一种基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统。在外中子源产生区外依次包围有锕系元素处理区、可裂变燃料增殖区、裂变产物处理区、反射与屏蔽区。各区之间用结构材料分隔。锕系元素处理区包括：锕系元素、可裂变燃料混合物及包覆结构材料；可裂变燃料增殖区包括：天然铀或钍或贫铀及包覆结构材料；裂变产物处理区包括：高放裂变产物及包覆结构材料、中子慢化剂。反射与屏蔽区由石墨、碳化硼、不锈钢、铅等组成。本发明通过中子反应，使长寿命高毒性的裂变产物转变成稳定无毒性或者短寿命低毒性的裂变产物。