CN111968768A - 基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置及测量方法 - Google Patents

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张宇
黑大千
伍晓勇
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王俊润
马占文
王桢
任亮
高艮涛
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Abstract

本发明公开了一种基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置及其测量方法，测量装置包括紧凑型D‑D中子源、D‑D中子源外依次包裹的中子慢化体和γ屏蔽体、中子慢化体中设置的锥形中子准直孔道及与锥形中子准直孔道连接的热中子像探测器系统，锥形中子准直孔道设置于紧凑型D‑D中子源上方一定距离处，用于获得准平行中子束。由于热中子与核燃料中不同元素的反应截面不一样，锥形中子准直孔道透射穿过核燃料元件样品的中子通量在空间上具有差异性，根据建立的热中子透射强度与燃料燃耗的响应模型，测得核燃料元件燃耗深度空间分布及平均燃耗。本发明属于新型的核燃料燃耗非破坏性分析技术，具有快速、准确、无损、良好空间分辨性的特点。

Description

基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置及测 量方法
技术领域
本发明属于高放射性核材料无损检测技术领域，尤其涉及一种基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置及测量方法。
背景技术
燃料元件是核反应堆的核心部件，其性能指标直接反应了反应堆的安全性及经济性，燃耗标识了反应堆运行过程中核燃料的消耗程度，燃耗越深，核燃料利用越充分，能降低发电成本。但是燃耗也不能无限加深，否则链式反应就难以维持。进行反应堆燃料元件燃耗深度的准确测量对提高反应堆效率和经济性有很大的作用，在核电站、燃耗信任制、核保障等领域中具有十分重要的意义。
核燃料燃耗的测量通常是通过对已裂变的燃料元件中某些核素进行测量来估算燃料元件的燃耗，燃耗深度是对装入堆芯的单位重量核燃料所产生的总能量的定量度量，测量方法主要分为破坏性分析(DA)和非破坏性分析(NDA)。破坏性分析(DA)是指把乏燃料组件进行化学溶解，对溶解液中的某些裂变核素进行放射化学分析或质谱仪分析来确定燃耗；非破坏性分析(NDA)是指直接用γ谱仪测量裂变核素中的某种核素与燃耗量相关的γ射线或测量自发或诱发裂变中子来确定燃耗。破坏性测量具有直接性的特点，但测量的时间周期长、对测量的环境要求高、测量的程序比较复杂等因素，通常用作乏燃料燃耗测量的一种补充测量手段。而非破坏性测量的方法简单、测量时间周期短、测量可靠、使用方便，随着核电站的发展和乏燃料的不断累积，乏燃料的燃耗测量需求与日骤增，核燃料燃耗非破坏性分析技术突显出竞争优势。
目前，国外研究机构在核燃料燃耗的非破坏性分析技术方面主要开展高分辨γ能谱测量法和被动中子测量法。高分辨γ能谱测量法是针对某一核素(例如137Cs)的特征峰进行γ能谱测量，通过探测器测量计算得到的核素活度，再根据校准曲线直接估计燃料的燃耗深度。另外，测量两种放射性核素γ放射性比值(例如134Cs/137Cs)的方法能够消除几何因子、探测效率等因素的影响，将测量精度提高。被动中子测量法也称无源中子法，其基本原理是通过高效的中子探测器测量辐照后燃料自发裂变、核反应放出的中子，得到核燃料相对燃耗信息。被动中子测量法是最为普遍的方法，辐照后的燃料能够生产新的重同位素，通过自发裂变、(α,n)反应放出中子，利用中子探测器测量乏燃料组件的中子计数率，并经过一系列数据分析和处理得到平均燃耗，该方法得到的燃耗值比较精确。
现有技术存在的问题是：破坏性分析(DA)技术对辐照后核燃料燃耗深度测量的时间周期长、对测量的环境要求高、测量的程序比较复杂等因素，通常用作乏燃料燃耗测量的一种补充测量手段；辐照后核燃料燃耗深度的高分辨γ能谱测量法受到测量效率较低、复杂γ谱难易辨别的限制，造成核燃料燃耗深度的测量精度较低；辐照后核燃料燃耗深度的被动中子测量法受限于高探测效率的中子探测器，且中子强度随冷却时间呈指数下降，测量数据的修正工作较为困难。
发明内容
针对上述背景技术中指出的不足，本发明提供了一种基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置及测量方法，旨在解决上述背景技术中现有技术存在的问题。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案是：
基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，包括紧凑型D-D中子源、中子慢化体、γ屏蔽体、锥形中子准直孔道及热中子像探测器系统，所以紧凑型D-D中子源外包裹一定厚度的含氢中子慢化体，所述中子慢化体的外围包裹γ屏蔽体，保证装置外围的辐射安全性能，屏蔽体外表面30cm处的环境辐射剂量当量率小于2.5μSv/h的国家安全标准。所述紧凑型D-D中子源上方一定距离处的中子慢化体上竖直设置上大下小的锥形中子准直孔道，用于获得准平行中子束，所述锥形中子准直孔道的上端安装热中子像探测器系统。
优选地，所述锥形中子准直孔道的下端位于所述紧凑型D-D中子源的中子输出口上方，且所述锥形中子准直孔道的下端与紧凑型D-D中子源的中子输出口的距离为15cm。
优选地，所述锥形中子准直孔道的上端位于γ屏蔽体边界处，所述热中子像探测器系统位于γ屏蔽体外。
优选地，所述中子慢化体的厚度为15cm。
优选地，所述热中子像探测器系统包括6LiF荧光转换屏、反射镜及CCD相机，所述6LiF荧光转换屏对准所述锥形中子准直孔道的上端，用于探测中子束，所述CCD相机上设置有光学镜头。
本发明还提供了基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量方法，采用紧凑型D-D中子源提供外源中子，在紧凑型D-D中子源外包裹含氢中子慢化体，在中子慢化体外围包裹γ屏蔽体，经中子慢化体将紧凑型D-D中子源输出的2.45MeV的D-D快中子慢化为热中子或超热中子，慢化后的热中子或超热中子进入紧凑型D-D中子源上方中子慢化体中竖直设置的锥形中子准直孔道内辐照，辐照后高放射性核燃料元件置于照射视野内，透射穿过核燃料元件的热中子通过锥形中子准直孔道上端安装的热中子像探测器系统探测，经热中子像探测器系统转变为数字化的透射图像，得到热中子透射强度二维空间分布，再根据建立的热中子透射强度与燃料燃耗的响应模型，测得核燃料元件燃耗深度空间分布及平均燃耗。
本发明进一步提供了上述基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置在测量核燃料燃耗方面的应用。
相比于现有技术的缺点和不足，本发明具有以下有益效果：
本发明利用紧凑型D-D加速器中子源提供中子，经慢化为热中子或超热中子辐照样品，慢化准直后成像视野内的热中子注量大于104n/(cm2 s)，且中子注量空间均匀度大于95％，热中子平行度好于93％。由于热中子与核燃料中不同元素的反应截面不一样，透射穿过核燃料元件样品的中子通量在空间上具有差异性，透射样品后的热中子经热中子像探测器转变为数字化的透射图像，得到热中子透射强度二维空间分布，根据建立的热中子透射强度与燃料燃耗的响应模型，测得核燃料元件燃耗深度空间分布及平均燃耗。本发明属于新型的核燃料燃耗非破坏性分析技术(NDA)，具有快速、准确、无损、良好空间分辨性的特点，为我国核燃料燃耗在线快速检测提供我国自主化装备，保障我国核能安全高效发展。
附图说明
图1是本发明实施例提供的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置的结构示意图。
图2是本发明实施例提供的热中子像探测器系统的结构示意图。
图中：1-紧凑型D-D中子源；2-中子慢化体；3-γ屏蔽体；4-锥形中子准直孔道；5-热中子像探测器系统；501-中子束；502-6LiF荧光转换屏；503-反射镜；504-光学镜头；505-CCD相机。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
参照图1，基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，包括紧凑型D-D中子源1、中子慢化体2、γ屏蔽体3、锥形中子准直孔道4及热中子像探测器系统5，采用辐射安全性能好、可移动式、紧凑型D-D中子源1提供外源中子，其D-D中子产额大于109n/s，中子输出稳定度好于99％，紧凑型D-D中子源1外包裹15cm厚的含氢中子慢化体2(含硼聚乙烯)，能有效地将2.45MeV的D-D快中子慢化为热中子，热中子占比大于85％，紧凑型D-D中子源1置于含氢中子慢化体2的中间位置，中子慢化体2的外围包裹γ屏蔽体3，保证装置外围的辐射安全性能，屏蔽体外表面30cm处的环境辐射剂量当量率小于2.5μSv/h的国家安全标准。紧凑型D-D中子源1上方一定距离处的中子慢化体2中竖直设置上大下小的锥形中子准直孔道4，用于获得准平行中子束，锥形中子准直孔道4的下端位于紧凑型D-D中子源1的中子输出口上方，以锥形中子准直孔道4的下端距离紧凑型D-D中子源1的中子输出口15cm为宜，锥形中子准直孔道4的上端位于γ屏蔽体3边界处，锥形中子准直孔道4的上端安装热中子像探测器系统5，热中子像探测器系统5位于γ屏蔽体3外。装置整体长为1.8m，宽为1.0m，高为1.0m。
基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量方法如下：采用紧凑型D-D中子源1提供外源中子，在紧凑型D-D中子源1外包裹含氢中子慢化体2，在中子慢化体2外围包裹γ屏蔽体3，经中子慢化体2将紧凑型D-D中子源1输出的2.45MeV的D-D快中子慢化为热中子或超热中子，慢化后的热中子或超热中子进入紧凑型D-D中子源1上方中子慢化体2中竖直设置的锥形中子准直孔道4内辐照，照射视野内热中子通量大于104n/(cm2·s)，辐照后高放射性核燃料元件置于照射视野内，由于热中子与核燃料中不同元素的反应截面不一样，透射穿过核燃料元件的中子通量在空间上具有差异性，透射穿过核燃料元件的热中子通过锥形中子准直孔道4上端的热中子像探测器系统5探测，经热中子像探测器系统5转变为数字化的透射图像，得到热中子透射强度二维空间分布，再根据建立的热中子透射强度与燃料燃耗的响应模型，测得核燃料元件燃耗深度空间分布及平均燃耗。
热中子像探测器系统5具有良好空间位置分辨率，可达到100μm，其结构参照图2，包括6LiF荧光转换屏502、反射镜503及CCD相机505，6LiF荧光转换屏502对准锥形中子准直孔道4的上端，用于探测锥形中子准直孔道4的中子束501，CCD相机505上设置有光学镜头504。透射核燃料的热中子与6LiF相互作用，发生核反应6Li+n→3H+4He+4.78MeV，产生带电粒子t和α粒子，带电粒子在晶体ZnS沉积能量，激发原子发射荧光，光信号经反射镜503反射后进入CCD相机505，CCD相机获得待测样品的透射图像信息。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，其特征在于，包括紧凑型D-D中子源、中子慢化体、γ屏蔽体、锥形中子准直孔道及热中子像探测器系统，所以紧凑型D-D中子源外包裹一定厚度的含氢中子慢化体，所述中子慢化体的外围包裹γ屏蔽体，所述紧凑型D-D中子源上方一定距离处的中子慢化体上竖直设置上大下小的锥形中子准直孔道，用于获得准平行中子束，所述锥形中子准直孔道的上端安装热中子像探测器系统。
2.如权利要求1所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，其特征在于，所述锥形中子准直孔道的下端位于所述紧凑型D-D中子源的中子输出口上方，且所述锥形中子准直孔道的下端与紧凑型D-D中子源的中子输出口的距离为15cm。
3.如权利要求2所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，其特征在于，所述锥形中子准直孔道的上端位于γ屏蔽体边界处，所述热中子像探测器系统位于γ屏蔽体外。
4.如权利要求1所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，其特征在于，所述中子慢化体的厚度为15cm。
5.如权利要求1所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置，其特征在于，所述热中子像探测器系统包括6LiF荧光转换屏、反射镜及CCD相机，所述6LiF荧光转换屏对准所述锥形中子准直孔道的上端，用于探测中子束，所述CCD相机上设置有光学镜头。
6.一种如权利要求1-5任一项所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置的测量方法，其特征在于，采用紧凑型D-D中子源提供外源中子，在紧凑型D-D中子源外包裹含氢中子慢化体，在中子慢化体外围包裹γ屏蔽体，经中子慢化体将紧凑型D-D中子源输出的2.45MeV的D-D快中子慢化为热中子或超热中子，慢化后的热中子或超热中子进入紧凑型D-D中子源上方中子慢化体中竖直设置的锥形中子准直孔道内辐照，辐照后高放射性核燃料元件置于照射视野内，透射穿过核燃料元件的热中子通过锥形中子准直孔道上端安装的热中子像探测器系统探测，经热中子像探测器系统转变为数字化的透射图像，得到热中子透射强度二维空间分布，再根据建立的热中子透射强度与燃料燃耗的响应模型，测得核燃料元件燃耗深度空间分布及平均燃耗。
7.一种如权利要求1-5任一项所述的基于主动中子空间强度分布的核燃料燃耗深度测量装置在测量核燃料燃耗方面的应用。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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