裂变产物

摘要： 为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明,乏燃料水池事故进程相对缓慢,有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后,将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说,电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外,在本文研究过程中,还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。

摘要： 作为乏燃料的主要组成成分,锕系元素及其裂变产物是乏燃料后处理与高放废物处理处置过程的重要对象。在这一过程中,如何实现锕系元素及其裂变产物的高效识别、选择性分离和稳定固化是核能长期安全、高效、可持续发展需要解决的关键问题。无论是放射性核素的识别、分离或固化等过程,从本质上来讲都是基于主体材料或分离配体与目标核素之间的相互作用或化学反应变化来实现。因此,深入了解放射性核素与主体材料或分离配体间的基本化学键合力及其作用机制,对于设计新型核素分离与固定体系,实现放射性核素的高效分离与固定具有重要意义。

摘要： 核热推进反应堆因其独特的优点渐渐受到人们重视,但其不具有完善的辐射屏蔽措施,会在运行后对外界环境造成大量的辐射,有必要对其辐射特性进行研究。本文针对美国“冥王星”TORYⅡ-C反应堆运行后产生的放射性裂变产物造成的辐射进行研究,采用点核积分算法计算得到该种反应堆满功率运行10 h后的剂量当量率分布。计算结果表明,TORYⅡ-C屏蔽层外表面剂量当量率最大可达到67.185 Sv/h,其中尾部的剂量率最高,侧面剂量率最低。TORYⅡ-C运行后会产生大量辐射物质,必须加装辐射屏蔽设施。

摘要： 在池式钠冷快中子反应堆中,当燃料组件严重事故状态熔化时,包容在燃料芯块中的裂变产物会进入到冷却剂钠中,并通过钠迁移至堆顶气腔中.为分析这种堆内裂变产物的迁移,通常采用逸出因子(FS)来描述裂变产物进入钠后向堆气腔的迁移情况,FS因子越大,裂变产物从冷却剂钠迁移至堆气腔的份额就越大,覆盖气体的放射性比活度就越大.目前,国内在中国实验快堆的安全分析过程中,采用的裂变产物FS因子太过保守,已不能满足大型池式钠冷快中子反应堆分析的需求.为了获得严重事故工况下裂变产物在堆内的迁移系数(FS因子),本文提出了一套用于模拟严重事故下裂变产物在钠中溶解和从钠池向覆盖气体迁移的高温钠蒸汽放射性核素分压测量装置,以期通过试验获取真实的迁移系数,用来修正严重事故工况下裂变产物堆内迁移模型和计算方法,从而为后续大型池式钠冷快中子反应堆设防严重事故的设计提供可靠的依据和数据支撑.

摘要： 本文采用MCNPX程序对某一炉段的堆芯布置进行建模,计算出了整个运行炉段不同时刻元件芯体内典型裂变产物的累积量,结合该炉段实际运行期间监测的一回路水质数据,通过数值计算得到HFETR典型裂变产物的逃脱率系数,并与核电厂辐射屏蔽设计标准进行比较.结果表明:HFETR典型裂变产物的逃脱率系数与核电厂标准存在数量级上的差距.因此,本文的研究成果对同类型研究堆的辐射屏蔽设计提供了参考.

摘要： 本文介绍了全面禁止核试验条约(CTBT)筹委会临时技术秘书处(PTS)组织的2003年度国际放射性核素实验室能力验证过程.PTS在真实核试验监测数据基础上,通过模拟产生了2003年度能力验证活动的参考γ能谱,能谱中添加了24种裂变产物、5种活化产物和5种天然放射性核素.北京放射性核素实验室分析出了其中的27种核素,核素活度及其活度浓度分析结果与参考值在不确定度范围内一致.利用95 Zr和95 Nb活度比计算了核事件的零时,与参考值仅相差0.26 d.根据参考谱中裂变产物和活化产物信息,指出裂变产物应主要由238 U和239 Pu裂变产生,参考谱应源自真实核试验的监测数据.

摘要： 严重事故工况下,可能会导致安全壳失效,使大量裂变产物释入环境。本文以百万千瓦级核电厂为对象,利用一体化程序研究不同破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物CsI在一回路和安全壳内的质量以及裂变产物向环境释放的源项,并分析安全壳喷淋措施对控制裂变产物向外释放的影响。分析结果表明,小破口事故、中破口事故和大破口事故下释放到环境的裂变产物质量差别较小,主要为向环境释放时间上的差异。开启安全壳喷淋时能够有效控制裂变产物向环境的释放,其中小破口事故下产生的气溶胶质量高于其他两种事故,且气溶胶主要以扩散电泳的方式沉积在安全壳内。开启堆腔注水措施能够保证压力容器的完整性,降低了进入安全壳的裂变产物的质量,能够有效控制非挥发性裂变产物向环境的释放。本文计算结果可以为事故条件下应急措施的制定和厂外源项后果评价提供参考。

摘要： 严重事故工况下,可能会导致安全壳失效,使大量裂变产物释入环境。本文以百万千瓦级核电厂为对象,利用一体化程序研究不同破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物CsI在一回路和安全壳内的质量以及裂变产物向环境释放的源项,并分析安全壳喷淋措施对控制裂变产物向外释放的影响。分析结果表明,小破口事故、中破口事故和大破口事故下释放到环境的裂变产物质量差别较小,主要为向环境释放时间上的差异。开启安全壳喷淋时能够有效控制裂变产物向环境的释放,其中小破口事故下产生的气溶胶质量高于其他两种事故,且气溶胶主要以扩散电泳的方式沉积在安全壳内。开启堆腔注水措施能够保证压力容器的完整性,降低了进入安全壳的裂变产物的质量,能够有效控制非挥发性裂变产物向环境的释放。本文计算结果可以为事故条件下应急措施的制定和厂外源项后果评价提供参考。

摘要： 在军控核查技术中,缓发γ能谱是核材料的“指纹”.为计算和分析铀裂变产物的缓发γ能谱,本文将各种类型的衰变链简化为基态线性链和激发态线性链,推导了零时前后各级核素数目的变化公式,建构了计算缓发γ射线能谱的C语言程序代码,并通过实验对理论推导进行了验证.通过分析几种核素的缓发γ射线计数发现,计算结果与实验数据吻合较好.

摘要： 采用能量E-速度v关联技术测量裂变产物碎片的动能和飞行速度能精确测定裂变产物核的质量.本工作主要研究能量-速度关联技术的可行性并解决相关关键技术.实验测量系统由飞行时间测量单元、能量探测器和真空靶室系统组成.实验中用1对微通道板探测器测量粒子飞行时间来确定粒子速度,金硅面垒探测器测量粒子能量.对于241Am放射源5.48MeVα粒子,飞行时间测量系统时间分辨(FWHM)为186ps,金硅面垒探测器能量分辨(FWHM)为44keV.实验完成了252Cf自发裂变源产物质量分布试测量.初步实验结果显示,裂变产物质量分布在110amu(amu为原子质量单位)的位置时,其质量分辨为1.6amu.

摘要： 141Ba是一个短寿命的裂变产物核素,半衰期为18.24分钟,裂变产物是个十分复杂的体系,包括100多条衰变链,其中放射性核素有几百种.又由于各核素不断衰变和形成,使其成为随时间变化的复杂体系.用化学方法可以把某一元素分离出来,对其同位素则无法分开.但是利用时间因素,即选择合适的辐照、冷却、分离、测量时刻和时间,可使待测核素突显出来,把干扰同位素含量降低甚至消除.

摘要： 燃料在辐照过程中会产生大量的裂变产物,裂变产物积累会引起燃料的辐照肿胀,严重影响燃料元件的使用性能,UO2芯体裂变产物微区成分分析已经成为国际核燃料研究领域的热点.调研了国内外棒状UO2燃料的裂变产物微区成分分析的研究进展,介绍了UO2芯体的裂变产物Xe、Kr、Nd、Cs微区成分分析的研究成果及研究手段,以期为后续相关研究提供技术支持.国外采用SEM-EDS、EPMA、XRF和SIMS对辐照后的UO2芯块裂变产物微区成分进行分析,积累了大量的试验数据,获得了Xe、Kr、Cs、Nd等主要裂变核素的径向分布.

摘要： 在极强中子场条件下,由于裂变产物会发生(n,g)反应导致裂变产物数量发生变化,故定量研究各裂变产物在中子俘获反应影响下的变化是必要和可能的.本文建立了一个简化的强中子场模型模拟中子场的剧烈变化,并计算了在此模型下中子俘获反应引起钕-147产额的变化.模拟和计算表明(n,g)反应对钕-147产额的影响可以忽略.

摘要： 90Rb(158s)和90mRb(258s)属于高产额的短寿命裂变产物,是测量低裂变燃耗的高灵敏监测体,因此对其半衰期等核参数的不确定度要求高.然而现有7个实验数据测量较早,其半衰期的不确定度均较大(10％),不能满足燃耗分析的需求.其主要原因是:(1)90Rb和90mRb半衰期短,制备纯度高的Rb样品难度大且费用高;(2)所采用盖革计数器、Ge(Li)探测器的能量分辨较差,杂质核素的干扰大.为了重新测量90Rb和90mRb的半衰期,本工作开展了90Rb和90mRb的快速提取以及其半衰期测量研究.

摘要： 根据裂变产物衰变规律和HPGeγ谱仪测量原理,推导了相对产额计算公式.利用36mL液体源标定了HPGe探测器25cm位置的效率曲线,得到了85mKr、87Kr与88Kr各主γ能峰探测效率.利用西安脉冲堆热中子场辐照后的Pu靶制备了7批次气体裂变产物样品,通过对实测能谱分析得到85mKr、87Kr与88Kr相对产额Y85m/Y88和Y87/Y88分别为0.440和0.777,与ENDF-BVII.1等4家数据库产额评价值比值一致.

摘要： Ru是235U在反应堆使用过程中产生的多种裂变产物之一，对于燃耗为33000MWd/tU的乏燃料，Ru的含量能够达到2200g/t，并随着燃耗的加深而增加。在进入共去污工艺段前的乏燃料溶解液中，其含量一般在10^-3mol/L量级。通过Ru的分配比实验考察了Ru的分配比随硝酸浓度、温度、萃取时间和Ru自身浓度的变化情况,实验结果表明,Ru分配比随硝酸浓度和温度的升高而降低,随萃取时间延长而升高,Ru自身浓度的大小对Ru分配比的影响较小,在Purex流程工艺条件下,可认为Ru自身浓度对Ru的分配比无影响.同时,在Matlab软件平台上,对实验得到的分配比数据进行了拟合,得到的Ru分配比模型函数公式为DRu=exp(-0.26.C2H+CH3.64+0.29·InEt).fTBP2,模型函数适用范围为0.3mol/L～5.Omol/L HNO3的萃取体系.

摘要： 90Rb是裂变产物中裂变产额较高、半衰期较短的核素,它的衰变数据,如半衰期和γ射线发射几率等,是重要的参数.根据ENSDF最新评价值所给出的数据,90Rb的半衰期分别为158±5s,不确定度为3.2％,并不能满足现在的要求,需要重新测量.为了测量90Rb的核参数,必须建立从裂变产物中快速分离短寿命的90Rb.因而，本工作采用“两步延迟法”对其进行分离，即先从裂变产物中快速提取出90Kr，等90Kr衰变生成90Rb，再进行Kr-Rb分离，这样可以得到纯度较高的Rb产品。为完成90Rb的快速分离，设计加工了一套气体提取装置并建立了90Rb的分离流程。利用辐照U靶对分离流程和气体提取装置的可靠性进行了验证。将235U粉末塑料靶放入底部打孔的跑兔盒中，再反应堆的跑兔孔道辐照30s，靶盒出堆后先进入样品传送转换装置，将跑兔传送到气体提取装置，使跑兔底部裸露的塑料靶被取样针头的一端刺穿，随后取样针头的另一端扎入一负压瓶，将靶中的裂变气体抽出，即完成气体的提取；经过一段时间冷却后，向负压瓶内注入一定量的水，将产物转移至水相，即完成了90Rb分离，整个分离流程可在2.5min内完成，其中气体的提取过程可在15s内完成。最终得到活度较高的90Rb样品，通过HPGeγ谱仪测得其γ谱图，验证了该分离方法的可行性。

摘要： AP1000核电站一回路中Ru-106的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与Ⅰ-131相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符.一回路Ru-106活度浓度过高,使得电厂液态流出物中Ru-106及其子体Rh-106占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导.本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算Ru106现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂Ru-106源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考.

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。此外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。此外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，并且适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。另外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 本发明公开了一种裂变产物中活化产物镓的快速分离方法，所述的快速分离方法由含镓放射性溶液的制备、淋洗溶液的配置、色层分离柱的装填、流速控制和色层分离等组成。所述的快速分离方法为：将富含裂变产物和活化产物镓的放射性溶液以一定的流速通过P204色层柱、Al2O3色层柱和TBP萃取色层柱进行吸附分离，经洗涤后，用低酸溶液解吸TBP萃取色层柱中的镓，流出液通过Al2O3与活性炭混合柱进一步纯化后收集于样品瓶中得到活化产物镓的放射性测量溶液。采用本发明的快速分离方法分离富含裂变产物和活化产物镓的放射性溶液，镓的回收率为80%至90%，对裂变产物的去污因子优于104，分离流程可在2小时以内完成。

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。此外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，并且适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。另外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 一种配置用于受控移除由行波核裂变反应堆中的燃烧波释放的挥发性裂变产物和热量的核裂变反应堆燃料组件和系统及其方法。该燃料组件包含适于包围其中含有挥发性裂变产物的多孔核燃料主体的外壳。流体控制分组件与该外壳耦合，适于控制从多孔核燃料主体中移除至少一部分挥发性裂变产物。此外，该流体控制分组件能够使热量移除流体循环通过多孔核燃料主体，以便移除核燃料主体生成的热量。

摘要： 一种采集裂变产物通过铅铋合金释放的产物的方法及系统，方法包括：加热处于密闭状态的容纳单元，直至位于容纳单元内的模拟混合物达到第一预定温度，使得模拟混合物等温加热至蒸汽饱和，此时模拟混合物处于模拟气体的氛围中；控制容纳单元从密闭状态转化至流通状态，向容纳单元供应预定流量的模拟气体；加热位于容纳单元内的模拟混合物和模拟气体，使得模拟气体和模拟混合物处于气液平衡状态；采集自容纳单元溢出的样品，并测量以得到产物的份额。可以准确得到裂变产物通过铅铋合金释放的产物，且不对环境造成伤害。

摘要： 本发明公开了一种裂变产物中活化产物镓的快速分离方法，所述的快速分离方法由含镓放射性溶液的制备、淋洗溶液的配置、色层分离柱的装填、流速控制和色层分离等组成。所述的快速分离方法为：将富含裂变产物和活化产物镓的放射性溶液以一定的流速通过P204色层柱、Al2O3色层柱和TBP萃取色层柱进行吸附分离，经洗涤后，用低酸溶液解吸TBP萃取色层柱中的镓，流出液通过Al2O3与活性炭混合柱进一步纯化后收集于样品瓶中得到活化产物镓的放射性测量溶液。采用本发明的快速分离方法分离富含裂变产物和活化产物镓的放射性溶液，镓的回收率为80%至90%，对裂变产物的去污因子优于104，分离流程可在2小时以内完成。

摘要： 本公开涉及一种从裂变产物中分离锑的方法，该方法包括以下步骤：(1)将包含待分离裂变产物的含锑溶液上样于硅胶色层柱进行吸附，使用第一淋洗剂进行第一淋洗；使用第一洗脱剂对硅胶色层柱进行第一洗脱，得到第一洗脱液；(2)将所述第一洗脱液上样于TEVA树脂柱，使用第二淋洗剂进行第二淋洗；使用第二洗脱剂对TEVA树脂柱进行第二洗脱，得到第二洗脱液。该方法通过采用硅胶色层柱和TEVA树脂柱将锑从复杂样品中提取出来，实现其与大部分干扰元素的分离，而且Sb(III)和Sb(V)在TEVA树脂上吸附效果好，可减少价态调节操作。该方法操作简单，无需锑的价态调节，可在柱上实现介质转换。