放射源均匀性及其测定

探讨了放射源均匀性的含义,简要评述了放射源均匀性的偏差分布法,积分均匀性和微分均匀性等几种常用的数值表述方法和使用场合;并结合实际工作,对放射源均匀性测量中的一些具体问题作了分析讨论。     

秦山核电站考验元件辐照后燃料的晶粒长大及温度分布

文章介绍了秦山核电站考验元件辐照后燃料ＵＯ２的微观分析结果。用定量金相方法，结合晶粒长大动力学原理，计算出元件的中心温度，结果与ＦＲＡＰ－ＣＯＮ程序分析相符，以辐照后检验结果为基础，确定了评价国产燃料ＵＯ２辐照行为的参数Ｋ和Ｑ值。     

基于γ射线吸收法测量锆基燃料元件均匀性精度影响分析

文章通过实验和理论开展了基于"单能γ射线吸收法"测量锆基燃料元件铀均匀性精度的影响分析.研究了统计涨落、运动模式、芯体成分、计算方法、板厚变化、采样面积等因素对精度的影响,分析得到了不同因素对精度影响的变化规律,为锆基燃料元件的铀均匀性检测技术优化提供理论支撑.     

X射线线阵列探测器均匀性研究

实验测试了芬兰X-SCAN0.4f线阵列探测器在X射线扫描前后的成像均匀性.得出扫描前阵列探测器各单元的本底输出随时间的漂移规律和扫描后各单元对X射线的响应规律.结果发现阵列探测器各单元扫描前后的响应均存在不一致性.通过偏置和增益的校准虽然可以达到各单元响应的一致性,但没有真正解决各单元响应不一致的问题,这对定量计算会...     

X射线线阵列探测器数字图像的非均匀性原因分析

在论述X射线线阵列探测器辐射数字成像系统的基础上，对X射线线阵列探测器辐射数字成像系统获取的图像的非均匀性产生机理进行了理论分析，并在理论分析基础上从测量和校正的角度对各种非均匀性产生因素进行了分类，以便对图像的非均匀性校正的方法及减小图像非均匀性产生的技术途径。     

滤光片及X射线二极管响应面均匀性研究

介绍了用于软X光能谱测量的滤光片及X射线二极管能量应均匀性研究。实验利用北京同步辐射装置3WIB束线,流强40－80mA的运行条件,在100－1600eV能区对滤光片及X射线二极管（XRD）作能响曲线标定。重点对C滤片及Al阴极XRD的灵敏面作能响面均匀性研究,最后给出响应面均匀性测量结果及计算分析。     

基于双能γ射线吸收法的U-Zr弥散燃料芯体铀均匀性检测技术

双能γ射线吸收法是一种检测弥散燃料元件铀均匀性的新方法。实验选用75Se多能谱γ射线源中的2个分支比较高的能量136、264 ke V进行测试;选用高纯锗(HPGe)探测器进行γ射线探测。根据U、Zr的γ射线衰减系数差异在136 ke V能量下远大于264 ke V能量的特性,测定U-Zr弥散燃料芯体中的U、Zr含量和均匀性。实验使用有机玻璃瓶罐装U粉末、Zr粉末制作标准样进行吸收系数标定,使用"迭代法"对方程进行求解。最终结果显示测试相对精度为±5%,满足大多数工程应用要求。     

钼靶X射线参考野均匀性测量及剂量分布研究

采用二维电离室矩阵法和指形电离室扫描法测量X射线辐射场均匀野。二维电离室矩阵法快速、简便,可实现X射线主射束、光阑、快门、过滤片、定位装置同轴的调整。指形电离室逐点扫描法测量辐射野均匀区,具有一致性好,结果准确可靠之特点。距钼靶焦斑1 m处,指型电离室测得水平方向均匀性好于95%的辐射野尺寸约为124 mm。竖直方向均匀性好于95%的辐射野尺寸约为103 mm。满足钼靶X射线基准建立和量值传递要求。     

单能窄束γ射线法检测U_3Si_2-Al燃料元件U_3Si_2均匀性

为进一步提高U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性检测结果的可靠性,文章建立了一种检测U3Si2-Al燃料元件U3Si2均匀性的"单能窄束γ射线法"。该方法利用γ谱仪测量241Am的59.5 ke Vγ射线穿透燃料元件前后的透射强度,再根据物质的γ射线吸收公式和单次测量区域内U3Si2、Al总体积恒定的特性建立方程组,求解方程组得出U3Si2、Al各自的体积百分数进而得出分布均匀性。文章利用MCNP法和实测法对该检测方法进行了验证,结果表明:该方法具有工程可行性且实验检测相对精度达到3.99%。该方法为燃料元件燃料均匀性检测提供了一种新思路。     

包覆工艺对微球形燃料相弥散燃料混合均匀性的影响

针对微球形燃料相颗粒与基体粉末的流动性相差较大、难于混合均匀,建立了一种微球的包覆工艺,并研究了包覆工艺对混合均匀性的影响。采用直径约为100μm的不锈钢微球代替燃料微球,研究结果表明,在微球表面物理包覆一层基体粉末,可增加颗粒表面粗糙度,降低两组元粉末的密度差及颗粒沉降的距离,包覆层还能使颗粒间保持一定的间距,微观上形成连续的基体网络,减少甚至避免发生偏聚,有效地改善了混合均匀性。包覆工艺的最佳参数为:保温温度,76℃;保温时间,6min;黏结剂添加量,1%;粉末粒径,小于25μm。该方法可用于改善(U-Mo)-Al、(U-Mo)-Zr等微球形燃料相弥散燃料的混合均匀性。     

UO2燃料颗粒涂层工艺

本文简述了UO_2燃料的涂层工艺和涂层原理,评价了某些涂层设备,讨论了涂层工艺参数(涂层温度、进料参数、涂层时间等)对涂层过程及结果的影响,简单介绍了涂层产品质量的检验方法。     

内胶凝法制备HTGR燃料芯核

用内胶凝工艺研制了高温气冷堆(HTGR)燃料芯核,对该工艺的各个过程,如:缺酸硝酸铀酰(Acid Deficient Uranyl Nitrate)溶液和溶胶液的配制,分散溶胶成液滴并胶凝成固体微球、洗涤、干燥、煅烧,还原烧结等过程进行了系统的研究,并在1kg 级装置上进行了条件最佳化试验,确定了最佳工艺参数。本工艺制备的 UO_2燃料芯核密度达98%理论密度以上 O/U 比为2.000±0.005,圆球度(D_(max)/D_(min))达1.03,破碎强度为2kg,闭孔尺寸为1μm 左右。各项性能符合我国10MW HTGR 燃料元件的要求。     

低密度UO2燃料芯块的制备及微观结构

本文介绍了在UO_2粉末中加入造孔剂制备低密度UO_2燃枓芯块的方法。试验结果表明,加入4wt％草酸铵可获得85.31%TD的烧结块,其开口孔率为0.69%。加入2wt%聚乙烯醇可获得85.10%TD烧结块,其开口孔率为1.16%。而且,它们的孔隙形态、尺寸及分布都是令人满意的。两者再烧结后芯块密度分别增加了0.22%TD和0.30%TD,晶粒尺寸分别为14.3μm和16.1μm。     

HTGR燃料芯核及包覆颗粒的物性测试

本文介绍用图象分析技术对高温气冷堆燃料芯核的直径、密度和球形度,以及包覆燃料颗粒的疏松碳层,致密碳层和碳化硅层的涂层厚度和涂层密度的定量测试方法。本方法快速、准确,测量相对标准偏差为1%。     

MIPR燃料硝酸铀酰溶液中痕量氟、氯离子的测定

采用水蒸气蒸馏法分离出硝酸铀酰溶液中的痕量F-、Cl-,并用离子色谱对F-、Cl-进行测定,对F-、Cl-分离条件和测定条件进行了讨论。该法的线性范围为0.04~0.3 mg/L,线性相关系数大于0.999,相对标准偏差小于10%,样品的加标回收率为94%~97%。     

UO_2燃料芯核振动分选机的模型仿真与分析

基于对振动分选机托板与UO2 燃料芯核颗粒间相对运动的分析 ,研究建立了描述燃料芯核振动分选机工作机理的模型 ,并给出了仿真结果。在此基础上 ,分析了模型参数对分选机效率的调节特性 ,得出了分选机的分辨力和分选周期可以分步调节的结论     

氟体系AUC流程制备陶瓷UO_2粉末及其母液处理工艺

介绍了以UF6水解液为原料采用气提环流搅拌沉淀反应器制备AUC粉末、用流化床分解还原氟体系AUC制备陶瓷级UO2粉末、用离子交换树脂处理含氟废液中的铀和用生石灰沉淀离子交换尾液中氟的处理工艺。具体研究了以UF6水解液为原料制备AUC粉末的主要控制参数;讨论了氟体系制备的AUC粉末与硝酸体系制备的粉末的各种差异。实验结果表明:采用气体环流搅拌反应器并以UF6水解液为原料制备AUC粉末,组成恒定且质量稳定,重现性好;采用流化床技术分解还原氟体系AUC晶体,并在最佳工艺条件下能够稳定地获得性能优良的陶瓷级UO2粉末,完全满足Gd2O3-UO2芯块制造的要求。     

UF6转化生产UO2粉末工艺研究

叙述了^235U丰度为10．0％的UF6转化生产UO2工艺流程、工艺参数及产品质量情况。生产实践表明，用此方法生产的UO2粉末，完全满足元件制造要求。     

Application of X-Ray Computer Tomography for Observing the Deflection and Displacement of Fuel Pins in an Assembly Irradiated in FBR

A nondestructive method making use of X-ray computer tomography (X-ray CT) has been applied to post irradiation examination of fast breeder reactor (FBR) fuel assemblies. In the study, an examination is made of the deflection and displacement of fuel pin in a fuel assembly irradiated to 74.2GWd/t peak burnup in the fast reactor “JOYO.”

In the examination, X-ray CT images of transverse cross sections of fuel pin were obtained at different heights of fuel pin along its axis. Analysis of the resulting images indicated that:

1. The hexagonal wrapper tube had its lateral wall faces slightly bulged outward;

2. The fuel pins loaded in the outermost array were markedly displaced in the direction of wrapper tube, particularly in portions of fuel pin intermediate between positions constrained by wrapping wire.

The latter behavior of fuel pins was substantiated by the contours of fuel pin along its axis, which were derived from cross section images obtained at different levels along axis.

Such fuel pin displacement is surmised to have been caused by thermal stressing of the affected fuel assembly cladding.