一种测量废包壳中U、Pu含量的方法研究

发布时间：2023-04-01 13:27

　　乏燃料组件在后处理厂经过剪切、浸取后的残留物被称为废包壳,测量其中含有的U、Pu质量将作为判断乏燃料溶解工艺水平的一个重要参考依据,或者作为是否需要对废包壳进行再次溶解操作的判断标准。本文在分析废包壳放射性组成情况的基础上,鉴于通过直接测量U、Pu特征粒子分析其质量存在困难,提出一种通过间接方式测量废包壳中残留U、Pu含量的方法,并开展初步的研究工作。此方法设计了一套基于³He正比计数管的测量装置,采用中子符合法测量分析废包壳中²⁴⁴Cm的含量,并针对测量对象的放射性分布不均匀性,开展测量装置内部空间探测效率分布模拟计算,给出测量的极限误差分析;建立乏燃料组件核素组成信息模拟计算程序,分析计算日本同类型乏燃料组件的关注核素含量,并比对此组件的破坏性分析(DA)结果,给出计算结果的不确定度,并通过上述程序计算得到废包壳对应乏燃料组件中的²⁴⁴Cm/U(Pu)值。结合测量数据和计算数据,可推导出废包壳中的U、Pu质量。此外,本文还分析这种测量分析方法的误差构成,评估最终分析结果不确定度,为工艺判断提供数据支持,同时指出下一步...

【文章页数】：8 页

【文章目录】：
1 测量对象特性
2 U、Pu含量的定量测量分析方法
    1) 测量方法。
    2) 计算方法。
3 244Cm符合中子测量方法
    3.1 自发裂变中子与符合中子计数法
    3.2 装置探测效率空间非均匀误差分析
    3.3 装置标定与测量精度
4 244Cm /U、244Cm /Pu的计算确定
    4.1 建立乏燃料组件核素数据库
    4.2 244Cm/U(Pu)值的计算
5 偏差来源分析
6 结论



本文编号：3777225