一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置与流程

本发明涉及核探测/核分析
技术领域：
，具体涉及一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置。
背景技术：
：燃料元件研制、乏燃料后处理是核工业体系中非常重要的环节，是核燃料循环的核心工作。其中，铀化工转化是燃料微球研制的关键环节，为燃料单板制造提供芯体必备的燃料相，直接影响燃料元件研制的工程进度，也与核材料的闭合衡算问题相关。乏燃料后处理是核工业体系的最后环节，直接决定了核工程的安全性。在铀化工转化的工艺转化过程中，大量含铀管道中含铀溶液铀浓度值是研制和生产必须的数据，直接关系工艺的核临界安全问题。传统的方式是采取工艺点位取样，然后进行实验室分析的模式，传统的方式存在分析流程长、操作繁琐、稳定性和精度不够等不足和缺点，这在中试规模、甚至批量化生产中时不能满足核安全监控的需求，急需建立一种在线检测方法、开发相应的在线检测系统，实现核临界安全的在线测量。技术实现要素：本发明所要解决的技术问题是：现有检测方式存在分析流程长、操作繁琐，不能进行核临界安全在线监测的问题，目的在于提供一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置，解决了核临界安全在线监测和核材料物料衡算问题，能够实现含铀液体中铀浓度的实时、在线测量。本发明通过下述技术方案实现：一种中子测量含铀液体中铀含量的方法的实现装置，包括采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率n测，依据计算模型n测＝φ热σfnuty，计算出管道内的铀含量nu；其中，φ热为管道内平均中子注量率；σf为微观截面，微观截面属于反应堆物理领域专业术语，表示一个中子和一个靶核发生反应的几率，单位为靶，1靶＝10-24cm2；t为测量时间；y为每次裂变平均释放中子数。现有技术中含铀溶液铀浓度值是采用传统的方式获得，传统的方式是采取工艺点位取样，然后进行实验室分析的模式，该模式存在分析流程长、操作繁琐、稳定性和精度不够等不足和缺点，尤其是无法实现实时在线检测，导致在中试规模、甚至批量化生产中时不能满足核安全监控的需求。本发明通过核材料物料衡算的方式建立了本发明的计算模型，通过该计算模型，并通过检测管道内的中子计数率n测即可实时计算出管道内的铀含量nu，因而能有效达到实时在线检测的目的，在中试规模、甚至批量化生产中时能满足核安全监控的需求。并且本发明的建立不仅仅能有效实时检测出管道内的铀含量nu，解决了传统模式存在的分析流程长、操作繁琐的问题，并且通过实施例的表1和表2可知，本发明的方法还具有稳定性高、检测精度满足需求的优点，效果十分显著。进一步，为了使检测精度更好，所述管道内平均中子注量率φ热的计算方法如下：(1)在管道内中分别注入不同铀含量的含铀液体，通过中子探测器测定相应浓度下的n测，(2)依据计算模型n测＝φ热σfnuty，计算出不同铀含量相对应的φ热，(3)对不同铀含量相对应的φ热进行最小二乘法拟合，拟合得到的曲线斜率即为φ热。优选地，所述步骤(1)中含铀液体的不同铀含量为100mg/l、500mg/l、1000mg/l、2000mg/l、5000mg/l。本发明中的计算模型适用于所有与含铀液体发生裂变反应的中子源，尤其适用于241am-be中子源与235u含铀液体中。其中，所述241am-be中子源的中子通量为105n/s，每次裂变平均释放中子数y为2.43，该235u的微观截面σf为680.9靶。一种中子测量含铀液体中铀含量的方法的实现装置，包括安装在含铀液体管道上的中子源，设置在含铀液体管道上的中子探测器，与中子探测器连接且依据计算模型n测＝φ热σfnuty，计算出管道内的铀含量nu的信号处理装置，其中，n测为中子探测器检测到的中子计数率，φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。进一步，本发明提供了一种能够实现本发明的信号处理装置的结构，所述信号处理装置包括顺次连接的前置放大器、放大器、甄别计数器、数据处理终端；所述前置放大器与中子探测器连接，该前置放大器上还连接为信号处理装置提供能源的电源。本发明中，前置放大器可选用canberra2022型号的谱放大器模块或卓立汉光zps-24均可；放大器与前置放大器匹配即可；甄别计数器可选用西门子plc(s7-200)高速计数器hc4或hc5；数据处理终端可选用数据处理软件(tracerlab-spectrum-software)完成。为了达到更好地检测精度，所述信号处理装置外还设置有用于屏蔽的电子学线路屏蔽体。所述中子源通过中子源屏蔽体安装在含铀液体管道上。本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：1、本发明实现了管道内液体铀含量的定量检测，并且实现了含铀液体中铀浓度的实时、在线测量，同时，本发明无需对工艺管道做任何改动，完全实现了无损检测，本发明更加环保、安全；2、本发明的中子源的中子穿透能力较强，因而基本不受管道的吸收影响，使得测量效率和精度都大大提高，使本发明的响应更快、分析精度更高、测量时间更短；3、本发明的检测稳定性和精度均能达到需求，因而在中试规模、甚至批量化生产中能满足核安全监控的需求。附图说明此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：图1为本发明中的结构示意图。图2为本发明中信号处理装置的结构示意图。附图中标记及对应的零部件名称：1-中子源，2-中子源屏蔽体，3-中子探测器，4-电源，5-前置放大器，6-放大器，7-甄别计数器，8-数据处理终端，9-电子学线路屏蔽体，10-管道。具体实施方式为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。实施例1一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，包括：通过241am-be中子源(中子平均能量5.0mev)放射的中子，穿透管道壁后与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率n测，依据计算模型n测＝φ热σfnu-235ty，计算出管道内的铀含量nu-235。本发明中φ热为管道内平均中子注量率，该管道内平均中子注量率φ热的计算方法如下：(1)在管道内中分别注入100mg/l、500mg/l、1000mg/l、2000mg/l、5000mg/l不同铀含量的含铀液体，通过中子探测器测定相应浓度下的n测，(2)依据计算模型n测＝φ热σfnuty，计算出不同铀含量相对应的φ热，(3)对步骤(2)计算得到的于不同铀含量相对应的φ热进行最小二乘法拟合，拟合得到的曲线斜率即为φ热。本实施例中由于中子源为241am-be中子源，因而本实施例中该中子通量为105n/s，每次裂变平均释放中子数y为2.43。又由于测量的含铀液体中的铀为235u，因而235u的微观截面σf为680.9靶。本实施例中管道的规格为：牌号316l(00cr17ni14mo2)，内径20mm，壁厚2mm，长度600mm。本实施例采用上述计算模型对管道内含铀液体中235u进行了定量分析。首先，分别对235u富集度为50％，理论铀浓度(g/l)为0.2、0.5、1、2、10、20g/l的含铀液体进行定量分析，检测出铀含量nu-235(g/l)，分析结果如表1所示。表1试验序号电位滴定分析铀含量nu-235相对误差(％)10.1980.2127.0720.5010.5417.9831.0020.9515.0942.0151.8567.8959.98210.4534.72619.96920.9965.14其次，分别对235u富集度为60％，理论铀浓度(g/l)为0.2、0.5、1、2、10、20g/l的含铀液体进行定量分析，检测出铀含量nu-235(g/l)，分析结果如表2所示。表2试验序号电位滴定分析铀含量nu-235相对误差(％)10.1980.2169.0920.5010.5315.9931.0020.9822.0042.0151.9025.6159.98210.4294.48619.96919.2593.56通过表1和表2的检测结果可知，本发明的方法能有效实时、快速的检测出管道内的含铀液体的铀含量，且检测结果的相对误差小于10％，检测结果准确、稳定，符合在线检测的精度需求，实现核燃料分离、提纯、化工、乏燃料后处理等领域中含铀液体实时、在线测量。实施例2本实施例提供了一种中子测量含铀液体中铀含量的方法的实现装置，具体设置如图1所示，包括安装在含铀液体管道10上的中子源1，设置在含铀液体管道10上的中子探测器3，与中子探测器3连接且依据计算模型n测＝φ热σfnuty，计算出管道内的铀含量nu的信号处理装置，其中，n测为中子探测器3检测到的中子计数率，φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。本发明在检测时，可直接在被监测的管道(点位)上布置中子源1、中子探测器3和信号处理装置，即可实现管道内液体铀含量的定量检测，该方式不对管道做任何改动，完全实现无损检测，本发明的方法和装置环保且安全。实施例3本实施例与实施例2的区别仅仅在于，本实施例提供了一种信号处理装置的具体结构，如图2所示；同时，本实施例还在实施例2的基础上增加了电子学线路屏蔽体9和中子源屏蔽体2，如图1所示。本实施例中，信号处理装置包括顺次连接的前置放大器5、放大器6、甄别计数器7、数据处理终端8；所述前置放大器5与中子探测器3连接，该前置放大器5上还连接为信号处理装置提供能源的电源4，如图2所示。本实施例中前置放大器选用canberra2022型号的谱放大器模块；放大器与前置放大器匹配，甄别计数器可选用西门子plc(s7-200)高速计数器hc4；数据处理终端选用数据处理软件(tracerlab-spectrum-software)完成。本实施例中中子探测器3采用he3中子阵列探测器，其采集端呈环形环绕包裹在管道10上，如图1所示。本实施例中信号处理装置外还设置有用于屏蔽的电子学线路屏蔽体9。所述中子源1通过中子源屏蔽体2安装在含铀液体管道10上，本实施例中该中子源屏蔽体2不仅仅能作为屏蔽的作用，而还能有效使发射出的中子达到准直的目的。本实施例的具体工作过程为：第一步，在核燃料分离、提纯、化工、乏燃料后处理工艺中，工艺正常生产时，含铀液体在管道10中流通、传递。第二步，241am-be中子源经中子源屏蔽体2穿透管道壁，与管道内液体中的235u作用，发生裂变反应后释放裂变中子，中子被he3中子阵列探测器所获取，通过电源4、前置放大器5、放大器6、甄别计数器7、数据处理终端8采集中子计数率n测。第三步，根据计算模型n测＝φ热σfnuty，即可计算出管道内235u核素的含量。以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。当前第1页12