一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法与流程

本发明属于燃料棒废包壳中铀钚含量测量技术领域，具体涉及一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法。

背景技术：

随着我国核事业的快速发展，乏燃料的积累日益增多，为此有关乏燃料后处理厂建设及工艺研究工作也正在逐步实施。乏燃料中含有未烧尽的u235、生成的pu239等核燃料，以及一些裂变产物和超铀元素。废包壳测量通常采用γ射线分析方法、无源中子测量方法和有源中子测量方法。

废包壳是乏燃料组件经剪切、酸浸及清洗后的残留物，清洗后的溶液即为1af料液。

有源中子测量技术主要是使用d-t中子发生器或者中子放射源作为诱发裂变源，测量废包壳中的u235和pu239的缓发中子。该种方法的测量对象直接来自于所关注的铀钚核素，测量精度高，但是由于诱发裂变中子来源不单一(可能还有来自于铀钚的一些其他同位素)，得到的只是一个混合计数，并不能直接给出铀钚的含量，分析方法复杂，测量装置设计及其屏蔽设计复杂。相比较而言，无源中子测量技术的测量简单，装置设计简单。由于在废包壳测量过程中，直接测量废包壳中的u/pu同位素含量是较为困难的。因此在无源中子测量方法中，通常通过选定某个与铀钚含量(即u、pu含量)相关联的特征信号进行测量，并结合乏燃料中核素组成信息，进而推导出废包壳中的铀钚含量。

通过资料调研，德国rwenukemgmbh公司针对废包壳测量研制了“canningmonitoringsystem”，简称camos，其结合有源中子测量法和无源中子测量法测量废包壳包裹内的核物料的中子发射率，进而计算出废包壳包裹的α发射率。日本的rokkasho后处理厂所用的废包壳测量装置rhms(rokkashohullsmeasurementsystem)用于测量装满剪切后的废包壳中的钚含量。该系统包含了有源中子测量和无源中子测量，其中有源中子法测量桶内易裂变物料的含量(u235和pu239)，无源中子法主要测量来自于cm244的自发裂变中子，利用incc软件得到的cm244质量和总中子计数的刻度曲线得到cm244的含量，然后根据cm/pu比(从衡量计量槽中取样分析得到)求得pu的含量。

技术实现要素：

发明目的：为了实现废包壳中u、pu含量的无源中子分析，这里给出了两种实现废包壳中cm/pu(u)比的测量方式，进一步实现了对废包壳中的u、pu含量的间接测量。基于有关废包壳分析数据，其中所含的cm244的自发裂变中子所占比例较高，为此这里所提出的方法将通过测量cm244含量并结合cm/pu及cm/u比来推算出其中的u、pu含量。这里主要提出了两种实现无源中子测量分析的途径。一种是通过设计中子测量装置，测量废包壳中的中子信号来得到cm244含量，进而获取cm/pu及cm/u比。另一种通过建立模拟程序，计算获取不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料组件的核素组成，并建立相应的数据库，进而获取cm/pu及cm/u比。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法，用于对乏燃料组件的废包壳中的pu、u含量进行测量，包括以下步骤：

步骤s1，在无源中子测量装置中测量所述废包壳的cm244的含量；

步骤s2，通过第一分析方法得到第一cm/pu(u)比、通过第二分析方法得到第二cm/pu(u)比；所述第一分析方法是通过对不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料组件的核素组成建立数据库，通过被测量的所述废包壳的燃耗和冷却时间从所述数据库中得到相应的乏燃料组件的所述核素组成，进而获取所述第一cm/pu(u)比；所述第二分析方法是通过获取被测量的所述废包壳的1af料液中u、pu、cm244的含量，进而得到所述第二cm/pu(u)比；

步骤s3，通过所述废包壳的cm244的含量、所述第一cm/pu(u)比、所述第二cm/pu(u)比获取所述废包壳的cm/pu比和cm/u比；

步骤s4，通过所述cm/pu比和所述cm/u比得到所述废包壳的pu、u含量。

进一步，所述数据库中的不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料组件的核素组成是通过对乏燃料组件的相关信息建立模拟程序计算得到，所述相关信息包括乏燃料组件的冷却时间、初始富集度、燃耗。

进一步，在所述步骤s2的所述第二分析方法中，通过k边界测量装置对所述1af料液进行测量获取所述1af料液中的u、pu含量，通过所述k边界测量装置上的he3中子探测器系统测量并获取所述1af料液中的cm244含量。

本发明的有益效果在于：

基于中子测量装置与模拟计算程序实现了废包壳中u、pu含量的无源中子分析，测量方法简单，装置设计容易，成本低廉。

附图说明

图1是本发明具体实施方式中所述的一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法的流程图。

具体实施方式

本发明提供的一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法，用于对乏燃料组件的废包壳中的pu、u含量进行测量，包括以下步骤：

步骤s1，在无源中子测量装置中测量废包壳的cm244的含量；具体操作包括：

1)采用吊装装置将无源中子测量装置顶盖移开；

2)采用吊装装置将废包壳测量对象(即被测量的废包壳)由无源中子测量装置的测量腔上端传输至测量腔内的固定位置；

3)采用吊装装置将无源中子测量装置顶盖重新放置于装置的顶部；

4)顶盖放置后，操作人员通过控制软件启动无源中子测量装置的移位寄存器；

5)根据实验需求设置无源中子测量装置的实验参数；

6)参数设置完成后，启动无源中子测量；

7)测量废包壳中裂变产物cm244的自发裂变中子符合计数率，结合装置探测效率，分析得到cm244含量；

步骤s2，通过第一分析方法得到第一cm/pu(u)比、通过第二分析方法得到第二cm/pu(u)比；

第一分析方法是通过对不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料组件的核素组成建立数据库，通过被测量的废包壳的燃耗和冷却时间(从被测量的废包壳所在的乏燃料组件上的标签处获得燃耗和冷却时间的数据)从数据库中得到与被测量的废包壳的燃耗和冷却时间相应的乏燃料组件的核素组成，进而获取第一cm/pu(u)比(也就是组件中cm/pu(u)比)；该分析方法是建立在废包壳和乏燃料组件中的组成一致的假设基础上，数据库中的不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料组件的核素组成是通过对乏燃料组件的相关信息建立模拟程序计算得到，相关信息包括乏燃料组件的冷却时间、初始富集度、燃耗等。数据库内容如表1所示，给出了采用camos程序针对平均燃耗深度为45gwd/tu、冷却时间为5年以上的动力堆乏燃料afa-3g组件进行核素基本信息计算所得。

第二分析方法是通过获取被测量的废包壳的1af料液中u、pu、cm244的含量，进而得到第二cm/pu(u)比(也就是1af料液中cm/pu(u)比)；具体操作是通过k边界测量装置对1af料液进行测量获取1af料液中的u、pu含量，通过k边界测量装置上的he3中子探测器系统测量并获取1af料液中的cm244含量。该方法是建立在废包壳和1af料液中的组成一致的假设基础上。

步骤s3，通过废包壳的cm244的含量、第一cm/pu(u)比、第二cm/pu(u)比获取废包壳的cm/pu比和cm/u比；

步骤s4，通过结合cm/pu比和cm/u比得到废包壳的pu、u含量。

表1燃耗为45gwd/tu的afa-3g乏燃料组件的核素组成信息表

注：小数点后保留5位数，故部分核素的质量比显示为0

本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。