UF6铀丰度在线监测装置研制进展

铀丰度在线测量技术是用于铀浓缩厂产品端对管道内UF6气体中235U丰度连续监测的一项技术。通过在线监测铀丰度,可有效地对铀浓缩厂进行核材料衡算核实和监测,节约核查人力和资源,并可判断铀浓缩厂是否有高浓铀生产活动,是国际公认的一种针对铀浓缩厂核查的有效措施。     

铀离心浓缩厂铀丰度在线监测仪本底自动测量方法研究

铀丰度在线监测仪是对铀浓缩厂工艺管道中UF6气体235U丰度进行在线监测的装置,本底是其核心关键技术指标,直接关系到丰度值的测量精度。原有本底测量方法需监测仪停止工作,人工将容器内的气体抽空进行测量。而本底自动测量方法通过改变测量容器内UF6气体的压力,用Na I(TI)探测器测量容器内UF6气体中235U发射的特征γ射线,利用压力传感器测量容器内UF6气体的压力值,最后对不同压力下的数据进行拟合获得监测仪的本底。实验结果表明,采用本底自动测量方法,监测仪铀丰度在线监测结果的相对标准偏差小于0.30%,与气体质谱计测量结果的最大相对偏差小于0.25%,表明该方法测量本底的准确度高;监测仪本底测量由软件自动完成,提高了监测仪的自动化程度,增强了监测仪的适用性。     

UF6铀丰度在线监测技术

对铀浓缩厂产品丰度的监测是核保障监督和军控核查的重要监测内容。在线铀丰度测量技术是对铀浓缩厂产品端管道UF6气体^235U丰度连续监测的一项技术。通过在线监测铀丰度，可有效地对铀浓缩厂进行核材料衡算核实和监视，节约核查人力和资源，并可判断铀浓缩厂是否有高浓铀的生产活动，是国际公认的一种有效的针对铀浓缩厂的核查措施。     

便携式铀丰度仪的研制

研制了用于测量新燃料组件或新燃料元件￣（２３５）Ｕ丰度的便携式铀丰度仪。仪器采用带￣（２４１）Ａｍａ源的φ２０×２０Ｎａｌγ探头，具有高压自控稳定的特性，仪器的电子学线路全部密集安装在３２６×１０６×１７６的枪式箱体内，具有小型、轻便的特点。仪器在测新燃料组件中￣（２３５）Ｕ丰度时，测量的精度好于±２．０％，同时可扫描测出组件中的装料长度。     

伊朗兴建第二座铀浓缩厂

【中国新闻网2009年9月26日报道】有欧洲官员近日透露，伊朗于2009年9月21日已去信通知国际原子能机构（IAEA），表示正兴建第二座地下铀浓缩厂。伊朗核能主管9月25日确认了该消息。     

铀浓缩产品丰度控制分析

从离心级联实际生产运行出发,基于价值函数公式,推算出因丰度波动在精料收料容器中造成的分离功损失的表达式。公式显示,丰度波动会导致精料容器内发生分离功损失,且与收料质量呈线性关系,与丰度波动大小呈二次函数关系。分析引起级联精料丰度波动的各种因素变化是否会造成级联内部分离功损失的变化。结果表明,每一种影响因素的参数变化时,级联内部机组压力、流量都会重新调整并进入新的稳态,导致级联偏离理想工况,分离能力下降且级联混合分离功损失相应增加。因此,对精料流产品丰度控制提出优化策略,在实际运行中,应尽可能减少影响产品丰度的参数变化,以减小分离功的损失。     

兰州铀浓缩厂放射性物质运输环境影响评价(1961～1985年)

本文简要介绍了兰州铀浓缩厂１９６１－１９８５年期间放射性物质运输环境影响评价方法和结果。     

世界铀浓缩企业竞相在美国建厂

随着美国核能的复兴，为了能在美国未来的铀浓缩市场中占据更大的份额，世界各大铀浓缩企业正竞相在美国建设铀浓缩厂。     

铀浓度在线分析系统的研制

采用标准加入-γ吸收法原理研制了铀浓度在线分析系统。利用不同厚度金属片对γ射线吸收程度的差异,通过在样品池与放射源之间添加金属片的方式实现固体内标的加入。研究工作中对测量模块的结构、内标材料的选择及在线流路进行了设计,编制了在线分析软件。采用有机相铀溶液对在线分析系统进行了测试,6次测定的平均值与真实值的相对偏差在3%以内,分析系统连续运行72 h的稳定性在1%以内。测试结果表明,铀浓度在线分析系统性能稳定,准确度高,适用于核燃料后处理工艺复杂基体中铀浓度的在线测量。     

铀离心浓缩厂分离功率在线监测技术研究

利用研制的铀丰度在线监测装置对铀浓缩厂工艺管道中精料和贫料铀丰度进行在线监测,同时利用孔板流量计在线监测浓缩厂精料端工艺管线UF_6精料流量,然后利用分离功率方程计算得到分离功率。现场实验表明:在均不考虑物料损耗情况下,分离功率在线监测结果与铀浓缩厂分离功率申报值的相对偏差小于2.0%。     

兰州铀浓缩厂核事故应急准备与响应

文章从核事故应急准备与应急响应等方面论述核事故应急工作的必要性和兰州铀浓缩厂事故应急与准备工作的现状及对策。在本厂的核燃料生产中，存在着发生核事故的危险。因此，做好和规范本厂的核事故应急工作，是十分必要的。     

铀富集厂容器取料过程中的核临界安全计算

介绍了在中国核工业集团公司兰州铀浓缩厂的核燃料生产中，针对某容器取料过程中存在的核临界安全问题，采用蒙特卡罗方法KENOⅥ程序进行的计算。通过计算表明，某容器在取料过程中，在保护杯起作用的情况下，是可以保证临界安全的，从而解决了该厂核燃料生产中，某容器取料过程的核临界安全问题。     

Calibration of Burnup Monitor Installed in Rokkasho Reprocessing Plant

Rokkasho Reprocessing Plant uses burnup credit for criticality control at the Spent Fuel Storage Facility (SFSF) and the Dissolution Facility. A burnup monitor measures nondestructively burnup value of a spent fuel assembly and guarantees the credit for burnup. For practical reasons, a standard radiation source is not used in calibration of the burnup monitor, but the burnup values of many spent fuel assemblies are measured based on operator-declared burnup values. This paper describes the concept of burnup credit, the burnup monitor, and the calibration method. It is concluded, from the results of calibration tests, that the calibration method is valid.     

UF6泄漏事故分析

作为铀燃料富集过程的中间物质,UF6被广泛地应用于铀转化厂、铀富集厂和核燃料元件厂.由于其化学性质活泼,且兼有放射性辐射和化学危害,故需要对UF6泄漏事故予以高度重视.本文介绍了UF6水解反应过程,分析了UF6意外泄漏情况下可能的释放类型、途径和扩散特征.结果表明,事故情况下UF6的释放不是简单的被动扩散过程,需要采用特定的大气扩散模型才能对其事故后果或影响进行较为准确的分析和评估.     

基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器,测量得到了铀材料的缓发γ实验谱,再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示,实验谱和计算谱吻合较好,表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。     

Transient Behavior of Minor Isotopes in Cascade for Uranium Enrichment

A numerical method is proposed for analyzing the transient state of a three-component cascade. The method is applied to an examination of the behavior of minor isotopes of uranium in an enrichment plant.

It is shown that the transient behavior of ²³⁴U in cascade differs significantly from that of ²³⁵U. It is indicated that in order to apply MIST (” Minor Isotope Data as a Safeguards Technique” proposed by Blumkin et al.) effectively, it would be necessary to examine the behavior of the isotopic ratio (²³⁵U/²³⁴U) at various transient states as well as at steady state.

The concentration of ²³⁶U does not necessarily distribute monotonically from the top toward the bottom of the cascade for the production of highly enriched uranium. It is shown how the characteristic distribution of ²³⁶U establishes itself gradually with lapse of time.     

CZT探测器测量核燃料组件铀丰度实验研究

采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了1套便携式CZT探测器铀丰度测量装置。该装置可对燃料组件铀丰度进行测定,以便确定相应铀产品丰度符合规定要求。实验研究中,对几类燃料组件丰度进了测量,建立了CZT探测器测量燃料组件铀丰度的方法。现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求。