CN102208219A - 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法 - Google Patents

在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法 Download PDF

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张立国
薛大知
张作义
吴宗鑫
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Abstract

本发明公开了一种在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法，属于反应堆在堆核燃料循环领域。所述燃料元件装载有不同初始富集度核燃料，且在该方法中，以辐照后的燃料元件中不同放射性核素活度的比值来鉴别装载有不同初始富集度燃料的燃料元件，所述不同放射性核素活度的比值此处称为指证量。本发明直接分析辐照后燃料元件中的放射性核素活度，可以鉴别不同燃料元件；利用成熟的辐射测量方法来实现，测量过程稳定、测量结果准确；无需外加标识核素，对燃料元件生产工艺无影响。

Description

在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法
技术领域
本发明涉及反应堆在堆核燃料循环领域，尤其涉及一种在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法。
背景技术
高温气冷堆是以石墨为慢化剂、氦气为冷却剂的高温反应堆，是一种固有安全性好、发电效率高、用途极为广泛的先进核反应堆。高温气冷堆采用球形燃料元件，依赖燃料元件的连续流动实现连续装填新燃料与卸出乏燃料，可以提高电厂负荷因子，提高电厂经济性。
出于安全要求，在高温气冷堆从初装堆芯向平衡堆芯过渡过程中，反应堆中将装载不同初始富集度燃料的燃料元件。反应堆运行要求将这些装有不同初始富集度燃料的燃料元件区分拣(分拣是在反应堆运行中同时进行的)开来，并执行不同的卸出策略。此处所谓的卸出，就是将燃料元件作为乏燃料卸出燃料在堆循环。
分拣加载不同初始富集度核燃料的燃料元件是高温气冷堆运行过程中的独特问题，也是高温气冷堆商业应用中必须解决的问题。
发明内容
(一)要解决的技术问题
本发明要解决的技术问题是：如何实现装载有不同富集度燃料的燃料元件的分拣，要求分拣过程稳定性高，分拣结果准确，以辅助高温气冷堆的安全稳定运行或者辅助其他需要确定或鉴别核燃料富集度的工艺过程的实现。
(二)技术方案
为解决上述技术问题，本发明提供了一种在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法，所述燃料元件装载有不同初始富集度的燃料，且在该方法中，以辐照后的燃料元件中不同放射性核素活度的比值来鉴别装载有不同初始富集度的燃料的燃料元件，所述不同放射性核素活度的比值此处称为指证量。
其中，在该方法中，以能够确定放射性核素活度的辐射测量方法来得到所述辐照后的燃料元件。
其中，所述能够确定放射性核素活度的辐射测量方法为γ谱仪分析法，质谱分析法和放射化学分析法中的一种。
优选地，使用高纯锗γ谱仪在线确定放射性核素活度。
优选地，所述指证量为如下核素活度比值中的一种：134Cs、154Eu的活度分别与137Cs活度、125Sb活度及137Cs活度平方的比值，分别表示为ACs-134/ACs-137、AEu-154/ACs-137和ASb-125/A2 Cs-137。
进一步优选地，所述指证量为如下核素活度比值：154Eu活度与137Cs活度平方的比值，表示为AEu-154/A2 Cs-137；或者125Sb活度与137Cs活度的比值，表示为ASb-125/ACs-137。
更进一步优选地，所述指证量为如下核素活度比值：134Cs活度与137Cs活度平方的比值，表示为ACs-134/A2 Cs-137。
优选地，所述燃料元件为燃料球。
(三)有益效果
本发明直接分析辐照后燃料元件中的放射性核素活度，可以连续鉴别不同燃料元件；利用成熟的辐射测量方法来实现，测量过程稳定、测量结果准确；无需外加标识核素，对燃料元件生产工艺无影响。
附图说明
图1是本发明中确定的优选指证量ACs-134/A2 Cs-137与燃料燃耗和燃料富集度之间的关系；
图2是本发明中确定的次优选指证量AEu-154/A2 Cs-137与燃料燃耗和燃料富集度之间的关系；
图3是本发明中确定的再次选指证量ACs-134/ACs-137与燃料燃耗和燃料富集度之间的关系；
图4是本发明的一个应用实例的示意图。
其中，1计算机；2燃料装卸系统；3混凝土墙；4高纯锗γ谱仪；5高纯锗探头；6探头冷却器；7数字化谱仪；8输送单一器；9-1组合转换器；9-2前置放大器；10主控制器；11定位球。
具体实施方式
下面结合附图和实施例，对本发明的具体实施方式作进一步详细说明。以下实施例用于说明本发明，但不用来限制本发明的范围。
中子与重金属反应诱发裂变，生成质量较小的裂变产物核素，同时这些裂变产物核素也将吸收中子，生成活化产物。在相同的燃耗下，裂变总量大致相同，所有直接裂变产物的产量也将大致相同。但是，由于富集度不同，达到相同的燃耗，低富集度燃料需要更大中子注量，因此低富集度燃料中裂变产物的活化产物生成量必定比高富集度燃料多。所以，分析燃料球中放射性核素活度(或活度比值)可以将装载有不同初始富集度核燃料的燃料元件分拣开来。
为达到在高温气冷堆初装堆芯与过渡过程中分拣装载有不同富集度核燃料的燃料元件的目的，本发明的方法优选使用高纯锗γ谱仪来测量高温堆燃料元件中的放射性核素134Cs和137Cs的活度，并计算指证量，也即放射性核素134Cs和137Cs活度平方的比值ACs-134/A2 Cs-137，以此指证量分拣装载不同初始富集度的燃料(尤其是核燃料)的燃料球。从图4可以看出，这个比值在相当宽的范围内与燃料元件的燃耗基本无关，因此只需要设置单一的分拣限值，就可以将不同富集度的燃料元件分开。高纯锗γ谱仪可以用来测量燃料元件中的γ谱，通过分析γ谱中134Cs和137Cs特征γ射线，就可以确定两核素的活度。
基于同样的原理与方法，比值AEu-154/A2 Cs-137、ASb-125/ACs-137和ARu-106/A2 Cs-137均可用作鉴别的指证量。它们对燃耗有一定的依赖性，但不同初始富集度的核燃料经辐照后，这些指证量间存在较大差异，仍有可能通过设置单一限值来鉴别不同初始富集度的核燃料。它们可作为次优选方案。这些方案选项中的一个与燃耗与燃料富集度的关系图参见图2。
作为再次优选方案的指证量包括ACs-134/ACs-137、AEu-154/ACs-137和ASb-125/A2 Cs-137。这些指证量均是燃料燃耗的函数，如果利用它们鉴别不同初始富集度的燃料球就需要为燃耗不同的燃料元件设置不同的分拣限值，这增加了这些方案的实现难度。因而它们作为再次优选的实现方案。关于这些选项中的一个与燃耗与燃料富集度的关系图参见图3。
为达到通过分析辐照后燃料中的放射性核素活度比值来确定燃料的初始富集度的目的，需要更加准确的确定放射性核素的活度。由于不需要在线完成测量，放射性核素活度的测定方法可以更加灵活——可以采用γ谱仪、放射化学分析或者质谱仪等方法。除此之外，如果需要确定初始富集度，需要指证量与初始富集度之间的关系曲线。这一点对于优选方案ACs-134/A2 Cs-137更容易实现。
图4给出了一个应用本发明鉴别高温气冷堆装载不同初始富集度燃料的燃料元件的探测系统示意图。
燃料元件发射出来的γ射线经准直器准直后入射到探测器上。探测器探测到的信号经电子学部件成型放大后生成γ谱。γ谱数据送到计算机1中进行数据分析后，得到相应的核素活度，进而求算鉴别指证量，结果通过接口传递给燃料装卸系统2供设备动作。
图4中混凝土墙3左侧为燃料元件循环管道，右侧为探测系统构成。本应用中探测系统为高纯锗γ谱仪4，由高纯锗探头5，探头冷却器6、数字化谱仪7和计算机1构成。
由以上实施例可以看出，本发明直接分析辐照后燃料元件中的放射性核素活度，可以连续鉴别不同燃料元件；利用成熟的辐射测量方法来实现，测量过程稳定、测量结果准确；无需外加标识核素，对燃料元件生产工艺无影响。
以上所述仅是本发明的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明技术原理的前提下，还可以做出若干改进和变型，这些改进和变型也应视为本发明的保护范围。

Claims (8)

1.一种在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中分拣燃料元件的方法，其特征在于，所述燃料元件装载有不同初始富集度的燃料，且在该方法中，以辐照后的燃料元件中不同放射性核素活度的比值来鉴别装载有不同初始富集度的燃料的燃料元件，所述不同放射性核素活度的比值此处称为指证量。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，在该方法中，以能够确定放射性核素活度的辐射测量方法来得到所述辐照后的燃料元件。
3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述能够确定放射性核素活度的辐射测量方法为γ谱仪分析法，质谱分析法和放射化学分析法中的一种。
4.如权利要求3所述的方法，其特征在于，使用高纯锗γ谱仪在线确定放射性核素活度。
5.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述指证量为如下核素活度比值中的一种：134Cs、154Eu的活度分别与137Cs活度的比值、125Sb活度及137Cs活度平方的比值，分别表示为ACs-134/ACs-137、AEu-154/ACs-137和ASb-125/A2 Cs-137。
6.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述指证量为如下核素活度比值：154Eu活度与137Cs活度平方的比值，表示为AEu-154/A2 Cs-137；或者125Sb活度与137Cs活度的比值，表示为ASb-125/ACs-137。
7.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述指证量为如下核素活度比值：134Cs活度与137Cs活度平方的比值，表示为ACs-134/A2 Cs-137。
8.如权利要求1～7中任一项所述的方法，其特征在于，所述燃料元件为燃料球。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103137226A (zh) * 2011-11-28 2013-06-05 清华大学 球床型高温气冷堆堆芯燃料球位测量装置
CN107507655A (zh) * 2017-08-08 2017-12-22 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
FR3053516A1 (fr) * 2016-06-29 2018-01-05 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede d'identification d'un assemblage de combustible nucleaire, systeme d'identification et installation nucleaire comportant un tel systeme d'identification
CN107591215A (zh) * 2017-08-08 2018-01-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置

Non-Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
《科技导报》 20061231 李桃生等 高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑---燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响 第24卷, 第6期 *
R. DUWE ET AL: "Measurements to distinguish fuel elements with and withou tthorium content by gammaspectrometry in hot cells", 《NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN》 *
张立国等: "冷却衰变时间对球床模块式高温气冷堆在线燃耗测量的影响分析", 《核动力工程》 *
李桃生等: "高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑———燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响", 《科技导报》 *
杨历军: "非破坏性燃耗测量方法综述", 《核电子学与探测技术》 *
高温气冷堆燃耗计算问题的讨论: "李桃生等", 《中国核科学技术进展报告》 *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103137226A (zh) * 2011-11-28 2013-06-05 清华大学 球床型高温气冷堆堆芯燃料球位测量装置
CN103137226B (zh) * 2011-11-28 2015-06-17 清华大学 球床型高温气冷堆堆芯燃料球位测量装置
FR3053516A1 (fr) * 2016-06-29 2018-01-05 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede d'identification d'un assemblage de combustible nucleaire, systeme d'identification et installation nucleaire comportant un tel systeme d'identification
CN107507655A (zh) * 2017-08-08 2017-12-22 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
CN107591215A (zh) * 2017-08-08 2018-01-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置
CN107507655B (zh) * 2017-08-08 2018-08-28 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置
CN107591215B (zh) * 2017-08-08 2018-10-16 清华大学 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置

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