CN102208220B - 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法 - Google Patents

在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN102208220B
CN102208220B CN2011100980491A CN201110098049A CN102208220B CN 102208220 B CN102208220 B CN 102208220B CN 2011100980491 A CN2011100980491 A CN 2011100980491A CN 201110098049 A CN201110098049 A CN 201110098049A CN 102208220 B CN102208220 B CN 102208220B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel element
fuel
nucleic
reactor
reactor core
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN2011100980491A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102208220A (zh
Inventor
张立国
薛大知
张作义
吴宗鑫
李富
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Tsinghua University
Original Assignee
Tsinghua University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tsinghua University filed Critical Tsinghua University
Priority to CN2011100980491A priority Critical patent/CN102208220B/zh
Publication of CN102208220A publication Critical patent/CN102208220A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102208220B publication Critical patent/CN102208220B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Abstract

本发明公开了一种高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法，属于反应堆在堆核燃料循环领域。所述燃料元件为多种，分别装载有不同初始富集度的燃料，且在该方法中，通过在其中一种或者多种燃料元件中添加核素，然后分析所添加的核素经活化后的产物中是否存在特征γ射线来分拣燃料元件。本发明能较好地区分装载有不同初始富集度燃料的燃料元件，降低了实现难度。本发明也是一种非破坏性测量，可以实现在线分拣。

Description

在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法
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鉴别燃料元件的方法。
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，反应堆中将装入加载有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，也是高温气冷堆运行中必须解决的问题。
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：如何较好地区分装载有不同初始富集度燃料的燃料元件。
(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鉴别燃料元件的方法，所述燃料元件为多种，分别装载有不同初始富集度的燃料，且在该方法中，通过在其中一种或者多种燃料元件中添加核素，然后测量所添加的核素经活化后的产物中是否存在特征γ射线来分拣燃料元件。
优选地，所述燃料元件为两种时，所述添加的核素为铬、钪和钴中的一种。
优选地，所述燃料元件为两种以上时，在其中一些种类的燃料元件中添加的核素为铬、钪和钴中的一种、两种的组合或两种以上的组合，以实现区别各类燃料元件。
其中，利用高纯锗γ谱仪测量所添加的核素经活化后的产物中是否存在特征γ射线。
其中，所述燃料元件为燃料球。
优选地，所添加的核素经包覆后以颗粒的形式添加到燃料元件中。
(三)有益效果
本发明通过在燃料元件中添加额外的材料，可以较好地将装载不同初始富集度燃料的燃料元件(尤其是燃料球，燃料球也可称为球形燃料元件)分开，区分过程误判的可能性比较小。和现有技术一样都使用了放射性测量(利用高纯锗γ谱仪测量γ射线)的方法，但是本发明不需要定量分析核素的活度，因此降低了实现难度。本发明也是一种非破坏性测量，可以实现在线分拣。
附图说明
图1是依本发明在燃料元件中添加59Co后，经辐照过的燃料元件的γ谱；
图2中(a)、(b)是依本发明在燃料元件中添加45Sc后，经辐照过的燃料元件的γ谱；
图3是依本发明在燃料元件中添加50Cr后，经辐照过的燃料元件的γ谱；
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。
本发明首先给出两个定义：添加在燃料元件中的核素被称为标识元素。活化后可以发出易于测量的特征γ射线的核素称为标识核素。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。裂变产物和活化产物核素质量数通常在65～170之间。如果想利用标识核素的方法鉴别不同燃料元件就要求其质量数在上述范围之外，所以标识元素应该为轻元素，且其生成的标识核素只在添加了标识元素的燃料元件中才存在。由于高温堆中燃料元件流动的随机性，燃料元件中到达检测位之前经过的时间不同，元件中的放射性核素衰变时间也不同，为保证能够探测到燃料元件中标识核素的特征γ射线，要求标识核素的半衰期不能太短。再者，燃料元件中因裂变和活化生成的核素有数百种，其发射的γ射线有上千条，为使用于鉴别燃料类别的γ射线具有唯一性和可探测性，要求标识核素有具有较高发射强度的γ射线，而且该射线与其他核素发射的射线明显区别开来。最后，添加进去的标识元素必须具有较高的中子吸收截面，能够吸收中子生成标识核素，且能够吸收中子生成标识核素的标识元素应该具有较高的自然丰度，这样才能保证添加的杂质的量比较少，不显著增加燃料元件的质量(重量)和相关物性。
实施例一
为达到在高温气冷堆初装堆芯与过渡过程中实时分拣装载有不同富集度燃料的燃料元件的目的，本发明的实施例一需要在装载有低富集燃料的燃料元件中添加少量的钴元素，钴元素中核素59Co具有100％的自然丰度，且其通过反应59Co(n，γ)60Co生成放射性核素60Co。该核素发射的能量为1.17MeV和1.33MeV的特征γ射线的绝对强度均大于99％，且可与燃料元件中其他核素发射的γ射线明显区分开来。而本发明的方法优选使用高纯锗γ谱仪来探测燃料元件中的γ谱，图1给出了一个燃料元件的γ谱，其中含有60Co的特征γ射线。
实施例二
本发明的实施例二在装载有低富集燃料的燃料元件中添加少量的钪元素，钪元素中核素45Sc具有100％的自然丰度，其通过反应45Sc(n，γ)46Sc生成放射性核素46Sc。该核素发射的能量为889keV和1.12MeV的特征γ射线的绝对强度均接近100％，且可与燃料元件中其他核素发射的γ射线明显区分开来。本发明的方法优选使用高纯锗γ谱仪来探测燃料元件中的γ谱，图2给出了一个燃料元件的γ谱，其中含有46Sc的特征γ射线。本方案中，虽然添加量比较小，但是由于元素钪为贵重金属，因此材料成本较高。因而可作为次优选方案。
实施例三
本发明的实施例三在装载有低富集燃料的燃料元件中添加少量的铬元素，铬元素中核素50Cr具有约3.5％的自然丰度，其通过反应50Cr(n，γ)51Cr生成放射性核素51Cr。该核素发射的能量为320keV的特征γ射线的发射强度为9.8％。本方案也优选使用高纯锗γ谱仪来探测燃料元件中的γ谱，图3给出了一个燃料元件的γ谱，其中含有51Cr特征γ射线。本方案中，由于50Cr自然丰度小，原料添加量比较大。另外，裂变产物147Nd也将发射319keV的射线，虽然147Nd产生量很小，但仍然会使鉴别320keV射线过程出现很大的不确定性，需要进一步通过测量147Nd活度的方法来分析147Nd的产生量才能确定燃料元件中是否有51Cr。所以，添加50Cr的方案只可作为再次优选的方案。
上述三种方案中，标识元素可通过包覆后以包覆颗粒的形式添加到燃料元件中，使新添加的核素不会影响燃料元件的物性。
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，判断标识核素的特征γ射线是否存在。
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。
添加4mg59Co的燃料元件经辐照后在燃耗不同的情况下的γ谱可参见图1。可以从图1看出，60Co的两个峰很明显，说明本发明的方案可以较好地将装载不同初始富集度燃料的燃料元件分开。
由以上实施例可以看出，本发明通过在燃料元件中添加额外的材料，可以较好地将装载不同初始富集度燃料的燃料元件分开，区分过程误判的可能性比较小。本发明使用了放射性测量的方法，不需要定量分析核素的活度，因此降低了实现难度。本发明也是一种非破坏性测量，可以实现在线分拣。
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 (4)

1.一种在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法，其特征在于，所述燃料元件为多种，分别装载有不同初始富集度的燃料，且在该方法中，通过在其中一种或者多种燃料元件中添加核素，然后测量该核素经活化后的产物中是否存在特征γ射线来分拣燃料元件；
所述燃料元件为两种时，所述添加的核素为铬、钪和钴中的一种；
所述燃料元件为两种以上时，在其中一些种类的燃料元件中添加的核素为铬、钪和钴中的一种、两种的组合或两种以上的组合，以实现区别各类燃料元件。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，利用高纯锗γ谱仪测量所添加的核素经活化后的产物中是否存在特征γ射线。
3.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述燃料元件为燃料球。
4.如权利要求1～3中任一项所述的方法，其特征在于，所添加的核素经包覆后以颗粒的形式添加到燃料元件中。
CN2011100980491A 2011-04-19 2011-04-19 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法 Active CN102208220B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2011100980491A CN102208220B (zh) 2011-04-19 2011-04-19 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2011100980491A CN102208220B (zh) 2011-04-19 2011-04-19 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102208220A CN102208220A (zh) 2011-10-05
CN102208220B true CN102208220B (zh) 2012-12-26

Family

ID=44697010

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2011100980491A Active CN102208220B (zh) 2011-04-19 2011-04-19 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102208220B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN85105572A (zh) * 1985-07-20 1987-01-21 西屋电气公司 识别破损的反应堆元件的固体同位素标记
JP2668643B2 (ja) * 1993-10-06 1997-10-27 動力炉・核燃料開発事業団 マイナーアクチニド核種の消滅処理方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN102208220A (zh) 2011-10-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Bernstein et al. Nuclear reactor safeguards and monitoring with antineutrino detectors
Paff et al. Gamma/neutron time-correlation for special nuclear material detection–Active stimulation of highly enriched uranium
CN102208220B (zh) 在高温气冷堆初装堆芯和过渡堆芯中鉴别燃料元件的方法
CN102208219A (zh) 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
Ogren et al. Discriminating uranium isotopes based on fission signatures induced by delayed neutrons
Gauld et al. Investigation of passive gamma spectroscopy to verify spent nuclear fuel content
Enqvist et al. A combined neutron and gamma-ray multiplicity counter based on liquid scintillation detectors
Preston et al. Analysis of radiation emission from MYRRHA spent fuel and implications for non-destructive safeguards verification
Menlove et al. A new method of calibration and normalization for neutron detector families
Fallot The detection of reactor antineutrinos for reactor core monitoring: an overview
Lee et al. Development of the ACP safeguards neutron counter for PWR spent fuel rods
Luo et al. Application research on neutron-gamma discrimination based on BC501A liquid scintillator
Li Far-field monitoring of reactor antineutrinos for nonproliferation
Chichester et al. Neutron resonance transmission analysis (NRTA): initial studies of a method for assaying plutonium in spent fuel
Chung et al. Spent Nuclear Fuel Cask and Storage Monitoring with 4He Scintillation Fast Neutron Detectors
Yin et al. Research on detection scheme of pebbles in fuel handling system pipelines in pebble-bed HTGR based on γ-ray measurement
Rykaczewski Conquering nuclear pandemonium
Huber Neutrinos for Nuclear Security
Ham et al. Development of a safeguards verification method and instrument to detect pin diversion from pressurized water reactor (PWR) spent fuel assemblies phase I study
Classen Scoping Study: Scintillator Array for Fission Correlation Studies
Mihalczo et al. Source options for nuclear weapons identification system
Molinar et al. SNM neutron detection using a time-gated synthetic aperture hybrid approach
Bowden et al. Progress Towards Deployable Antineutrino Detectors for Reactor Safeguards
Helz et al. Nuclear Reactor Safeguarding with Neutrino Detection for MOX Loading Verification
Kistemaker et al. The Enrichment of Uranium Isotopes with Ultracentrifuges

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant