NaI多道脉冲幅度分析系统在燃料元件破损监测中的应用研究

介绍了船用堆燃料元件破损监测中较常用的两种方法。通过分析其缺陷,提出了用NaI多道脉冲幅度分析系统测量特征核素(131I、137Cs)的方法,有效避免了监测中的干扰因素的影响,降低了定量监测中的误报率,提高了燃料元件破损监测的效率和置信度。

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。

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。

用γ能谱分析法作元件破损实时监测中的影响因素

本文对用γ能谱分析法作反应堆燃料元件破损实时监测中的影响因素进行了分析。干扰监测的主要因素为由￣（１９）Ｏ和￣（１６）Ｎ产生的γ光子、活化腐蚀产物的γ辐射、湮灭辐射以及ＮａＩ探测器周围铅屏蔽上由高能γ产生的ＰｂＸ射线。在一座压水反应堆的两次故障排除工作中，作者利用上述分析结果，对实时监测中产生的异常情况作了正确分析，并正确地判断了反应堆内元件的安全性。

建立反应堆燃料元件破损运行判据的思考

运行判据是用于判断反应堆燃料元件发生破损时能否继续运行的指标条件,本文提出建立反应堆燃料元件破损运行判据的思路和方法,通过风险分析,确定监督运行最大容许破损数量;研究提出既能反映燃料元件破损数量又可直接监测的指标参量,并建立破损数量与可监测指标参量之间的对应关系;将最大容许破损数量对应的可监测指标参量值作为运行技术判据。

LaBr3（Ce）元件破损在线监测关键核素确定及效率校准

常用的元件破损在线监测方法受外在因素影响较大,以γ能谱中关键裂变产物核素比活度进行在线定量分析是一种可靠的元件破损监测方法。针对新型LaBr3(Ce)元件破损监测仪,设计了元件破损模拟实验,对逸出的裂变产物采用HPGe和LaBr3(Ce)探测器进行了对比测量。通过不同冷却时间γ能谱的核素分析,确定了135Xe,88Kr,138Xe,88Rb,138Cs等可作为LaBr3(Ce)元件破损γ能谱监测的关键核素。同时,制备了覆盖能量范围(250~2 400) keV,含60Co,137Cs,133Ba;241Am,152Eu;109Cd,88Y,57Co及24Na的4组放射性标准溶液,在建立的效率校准系统上,校准了LaBr3(Ce)在线监测仪的效率。在反应堆一次异常情况分析中,已校准的LaBr3(Ce)元件破损监测仪对关键核素的现场分析结果与HPGe的取样分析结果一致,表明效率校准结果准确,校准方法可靠。

压水堆核电站燃料元件破损在线监测分析方法

燃料元件包壳作为反应堆内放射性物质的第一道屏障,一旦发生破损会威胁人员和环境的安全,需要对压水堆燃料元件破损情况进行监测。阐述裂变产物类型和特性、裂变产物释放原理,介绍不同分析方法计算燃料元件破损参数的机制,并为国内核电站监测程序设计了机理性定量分析方法,采用实测数据验算表明该方法能够较好的实现定量分析功能。

LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物^(135)Xe和^(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。

燃料元件破损在线监测装置的试验研究

为进一步进行燃料元件故障监测技术研究,开展了燃料元件破损在线监测装置在HFETR上的试验研究工作。本文对试验结果进行了讨论与分析,发现了"碘坑"现象和启堆时135 Xe中毒现象,这两个现象都与理论分析结论一致。同时也将装置监测的结果与实验室取样测量结果进行对比,发现装置的监测结果与实验室测量结果符合较好。试验研究表明,燃料元件破损在线监测装置具备了在一回路水复杂环境下连续跟踪目标核素进行定性及定量监测的能力,具备了在实际工程应用能力。

HFETR套管型燃料元件破损判断方法研究

高通量工程实验堆(HFETR)的运行经验表明,核素趋势分析法分析燃料元件破损存在一定弊端,包壳中核燃料的释放会影响核素分析法的准确性。针对HFETR套管型燃料元件,结合运行经验,以典型核素131I为例,通过分析燃料元件正常腐蚀产物与裂变产物的关系,研究燃料元件破损趋势,提出K值趋势判断法与核素区域判断法,并根据运行数据确定2种分析方法的准确性,确保反应堆的安全运行。

某研究堆破损元件分析判断方法

本文介绍了某研究堆堆外元件破损检查系统结构及破检流程,分析破损元件内裂变核素核释放行为以及各裂变核素的特性,提出137Cs作为堆外元件破损检查中判断元件是否破损的标准特征核素,并对该研究堆众多的堆外元件破损检查结果数据分析统计,结合理论计算认为当元件破损检查结果中137Cs活度浓度超过某一数值时可认为该元件极可能破损,利用这一结果很好筛查了该研究堆的破损元件。

基于浮动报警阈值的燃料元件包壳破损监测方法的分析与研究

针对燃料元件包壳破损监测报警阈值设置为固定阈值的不足,利用数理统计与概率分析理论提出浮动报警阈值的概念,对浮动报警阈值的设置进行了初步探讨。分析表明,在燃料元件包壳破损监测中,浮动报警阈值可较真实、快速地判定燃料元件包壳破损情况并及时报警。

核动力舰船燃料元件包壳破损下气载放射性剂量分析

核动力舰船上环境恶劣,船员生活和工作在舰船狭小空间内,在核动力装置运行过程中,燃料元件会不断产生和积累放射性核素,燃料元件包壳破损后,包壳内的放射性核素进入一回路冷却剂,一回路冷却剂的微小泄漏都会造成舱室空气放射性污染。污染的空气会使人员持续受到内照射和外照射伤害,这种伤害对舱室封闭的核舰船乘员尤其严重。本文对核素的迁移和扩散进行合理假设并建模,计算出燃料元件包壳破损下一回路冷却剂源项、舱室气载放射性物质比活度及艇员所受剂量,并对结果进行分析。

用切伦科夫计数法确定破损元件组件

本文介绍了切伦科夫计数原理；分析了反应堆冷却剂中活化产物、裂变产物的放射性特性；讨论了用切伦科夫计数确定反应堆破损元件组件的可行性。

燃料破损在线监测与诊断系统(FDDS)通过验收

2020年10月29日,由原子能院研制的田湾核电站5号机组燃料破损在线监测与诊断系统(FDDS)通过江苏核电有限公司组织的现场验收,标志着该套设备正式交付田湾核电站使用。燃料破损在线监测与诊断系统(FDDS)通过连续在线测量压水堆核电站一回路冷却剂中的多种放射性核素比活度,实时监测燃料组件完整性,并能够在发现燃料破损时,对破损性状进行评估,为核电站运行决策及时提供技术支持。和传统的人工取样方法相比,FDDS是一种更为快速、准确、安全的燃料元件破损监测手段。目前,FDDS已在多个核电机组和研究堆上得到了应用。

便携式γ谱仪对^137Cs、^131I液样探测效率的刻度

便携式γ谱仪主要用于主冷却剂水样中典型核素的现场辅助识别及其活度浓度的测量分析。为确定典型核素特征峰净面积和水样中该核素活度浓度的关系,必须进行源峰效率刻度。本文通过测量133Ba、137 Cs、60 Co 3种核素的混合溶液得到效率刻度曲线,然后对不同活度浓度的137 Cs标准溶液、131I标准模拟溶液进行测量。结果表明,谱仪均能正确识别137 Cs、131I核素,活度浓度测量的相对误差均<10%,初步满足元件破损监测精度和灵敏度的需求。

基于LaBr_3探测器和数字化多道的便携式γ谱仪研制

连续监控燃料元件的完整性是保证反应堆安全运行和人员辐射安全的重要措施之一。介绍一种便携式γ谱仪的研制情况,用于主冷却剂中放射性核素的现场识别及其活度浓度的监测分析。采用铝合金材料包裹1″×1″的La Br3晶体、CR173型光电倍增管和前置放大器作为探测器。脉冲信号经线性放大器和AD变换后进入以FPGA为核心的数字化多道系统,再用ARM嵌入式系统完成能谱数据的读取、分析处理和人机交互。测试结果表明,该便携式谱仪的主要指标能够初步满足一回路水现场监测的需求。

HFETR随堆辐照组件核素释放对一回路水质影响研究

随堆辐照组件考验增加了反应堆一回路水质异常的不确定性,难以有效判断辐照组件是否是导致反应堆一回路水质异常的原因。本文基于一回路水中核素的产生与消失的平衡关系,建立了随堆辐照组件破损导致一回路水质异常上升的计算模型。结合堆运行一回路水比活度监测数据,该计算模型可作为随堆辐照组件考验过程中发生破损的判据,同时可用于随堆辐照组件对反应堆运行水质的影响进行分析。以HFETR某炉段随堆考验组件的水质异常升高现象为研究对象,通过计算模型所得计算结论与监测数据比对分析,表明该随堆辐照组件未发生破损,且不是导致一回路水总比活度异常的主要原因。该随堆辐照组件辐照后经堆外解体检测显示随堆考验组件未发生破损,与计算模型研究结论相同。

HFETR变流量下16Nγ监测反应堆功率的应用研究

本文推导了HFETR变流量下16Nγ剂量率、一次水流量Q和反应堆功率P之间的数学模型,并在HFETR上将采集到的HFETR流量信号和16Nγ剂量率信号按数学模型编程计算反应堆实时的16Nγ功率。通过历史运行数据和实时运行数据与热功率进行对比,验证数学模型的正确性和可用性。通过数学模型建立的16Nγ功率值与热功率值一致。

核电站在线啜吸试验装置结构设计

文中描述的在线啜吸检测装置用于检测核电站燃料元件破损情况。装置用压缩空气做检测介质,文丘里管为啜吸部件,检测可能从燃料元件包壳溢出的^(133)Xe核素。介绍了该装置的原理及功能、设备结构构成、关键结构件的计算、设计及验证等。