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用质谱法测定反应堆元件的燃耗 总被引:3,自引:1,他引:2
文章应用MAT-260质谱计测定了反应堆元件的燃耗。测量燃耗值的总误差为1.6—4.0%,与直接γ谱法和放化法获得的燃耗值在2.0%内符合。文中还给出了α_5值和燃耗值沿堆元件轴向的分布曲线。 相似文献
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本文介绍用高分辨Ge(Li)探测器-多道计算机系统,不经化学分离而破坏性测定反应堆辐照燃料燃耗的研究结果。以~(137)Cs、~(144)Ce为燃耗监测体,采用与标准源直接比较的方法测定燃料溶解液中燃耗监测体的浓度;对ADC的分析时间和脉冲堆积引起的计数损失进行了精确的校准;比较了曲线拟合法、TPA法、峰外扣本底法、WASSON法求面积的精度。~(106)Ru、~(137)Cs、~(144)Ce放射性浓度的误差分别为±1.3%、±1.6%、±1.3%(置信度为95%),与放化分离法的偏差分别为-1.1%、 0.74%、 1.1%。根据燃料辐照历史的记录,采用辐照史校正程序精确计算了燃耗监测体的堆内衰变量、中子俘获反应的修正量和~(235)U、~(238)U、~(239)Pu、~(241)Pu的平均裂变产额。辐照史校正对由~(137)Cs、~(144)Ce获得燃耗值引入的误差分别为±0.2%和±0.3%。这两个燃耗监测体获得燃耗值的综合误差均为±2.0%。与同位素稀释质谱法测定~(148)Nd所得燃耗值的比值分别为0.98和0.99。 相似文献
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我们用纸色层分离-反应堆中子照射-Ge(Li)γ射线谱分析的方法测定铀矿石中~(235)U/~(238)U的值。 1.原理 天然铀主要由~(235)U、~(235)U组成,在热中子照射下,发生下列二个主要的核反应: 相似文献
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用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0%和2.8%的误差范围内相符。 相似文献
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用质谱法测定了堆元件燃耗监测核素~(148)Nd的丰度和含量。用测得的~(148)Nd的丰度、含量值及其他参数,计算出堆元件的燃耗值。测定的~(148)Nd的丰度和含量沿元件棒轴向分布与理论曲线相一致。测得的元件燃耗值与用重同位素比值法和放化法测得的燃耗值分别在4.0%和2.8%的误差范围内相符。 相似文献
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燃料元件性能分析程序对于核燃料研究、设计具有十分重要作用.本工作用国际原子能机构(IAEA)的合作项目--"高燃耗下燃料行为模型研究"(FUMEX-Ⅱ)中得出的燃料元件辐照试验数据对燃料元件行为分析程序METEOR1.5进行验证计算.计算结果表明,METEOR1.5程序在燃耗65GW·d/t(U)以内时,能够对轻水反应堆二氧化铀燃料辐照行为做出很好地预测. 相似文献
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制定了分离测定核燃料溶解液中~(106)Ru-~(106)Rh的放化程序。对H_2SO_4-NaBiO_3蒸馏法作了进一步的研究,使钌的回收率达到99.6±0.5%。分离测定了已冷却两年的辐照铀元件中~(166)Ru的含量,以计算~(235)U和~(239)Pu裂变数。用NaI(Tl)单道γ谱仪(阱型晶体)测定液体源,方法简便、快速、准确。测定值的相对标准偏差为±0.5%。 相似文献
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用中子活化分析法测定~(238)U/~(235)U同位素丰度比 总被引:3,自引:0,他引:3
本文论述了用中子活化分析法测定含微量铀的样品中~(238)U/~(235)U同位素丰度比的原理及方法。样品在反应堆中接受短时间照射后,用Ge(Li)探头或高纯锗探头-多道能谱分析仪-计算机系统测量射线的能谱.可以分辨出~(238)U和~(235)U的许多监测峰。利用这两种监测峰计数之比与这两种同位素丰度比成正比的关系,分析铀的同位素丰度比,在~(235)U丰度为0.6%-18%范围时精密度为1%-2%,在贫化铀和18%-60%丰度~(235)U时,精密度为2%-3%。 相似文献
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设计的U_3Si—A1,UO_2一Al和U一2(wt)%zr三种燃料元件的铀密分别为9.763,4.366和17.93g/cm~3;U~235的加浓度分别为1.55%、2.0%和O.9%,最大燃耗分别为12658.7、12658.7和5000MWD/T。三种元件均可在水温134℃,热负荷0.7095×10 e大卡/米~2·时的条件下工作。U_3Si—Al和UO_2—A1元件辐照尺寸稳定性良好,U—2(wt)%Zr元件在达到最大燃耗后直径为Φ36.2lmm,长度为105mm。当发电8万千瓦,枯水季节向电网售电价为O.18元/度,其它时间为0.13元/度,反应堆运行经济合理,并能生产民用同位素,并有盈利。元件年卸料量少,现有元件存放池可以存放十五年以上的废元件。 相似文献
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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,γ)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。本方法有下述特点: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衰变链中子俘获反应的修正量。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)Wd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%。 相似文献
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本文用同位素稀释质谱法,以~(148)Nd为燃耗监测体对某动力堆元件的燃耗进行了测定。还测定了裂变产物中的高中子毒物~(149)Sm的含量。对~(150)Sm的含量测定结果表明,它能反映出核燃料燃烧的程度,为一直线关系。γ谱法测得的~(154)Eu/~(155)Eu比值和燃耗呈曲线关系。 相似文献