乏燃料組件在后處理廠經(jīng)過剪切、浸取后的殘留物被稱為廢包殼,測量其中含有的U、Pu質(zhì)量將作為判斷乏燃料溶解工藝水平的一個重要參考依據(jù),或者作為是否需要對廢包殼進(jìn)行再次溶解操作的判斷標(biāo)準(zhǔn)。本文在分析廢包殼放射性組成情況的基礎(chǔ)上,鑒于通過直接測量U、Pu特征粒子分析其質(zhì)量存在困難,提出一種通過間接方式測量廢包殼中殘留U、Pu含量的方法,并開展初步的研究工作。此方法設(shè)計了一套基于³He正比計數(shù)管的測量裝置,采用中子符合法測量分析廢包殼中²⁴⁴Cm的含量,并針對測量對象的放射性分布不均勻性,開展測量裝置內(nèi)部空間探測效率分布模擬計算,給出測量的極限誤差分析;建立乏燃料組件核素組成信息模擬計算程序,分析計算日本同類型乏燃料組件的關(guān)注核素含量,并比對此組件的破壞性分析(DA)結(jié)果,給出計算結(jié)果的不確定度,并通過上述程序計算得到廢包殼對應(yīng)乏燃料組件中的²⁴⁴Cm/U(Pu)值。結(jié)合測量數(shù)據(jù)和計算數(shù)據(jù),可推導(dǎo)出廢包殼中的U、Pu質(zhì)量。此外,本文還分析這種測量分析方法的誤差構(gòu)成,評估最終分析結(jié)果不確定度,為工藝判斷提供數(shù)據(jù)支持,同時指出下一步...

【文章頁數(shù)】：8 頁

【文章目錄】：
1 測量對象特性
2 U、Pu含量的定量測量分析方法
    1) 測量方法。
    2) 計算方法。
3 244Cm符合中子測量方法
    3.1 自發(fā)裂變中子與符合中子計數(shù)法
    3.2 裝置探測效率空間非均勻誤差分析
    3.3 裝置標(biāo)定與測量精度
4 244Cm /U、244Cm /Pu的計算確定
    4.1 建立乏燃料組件核素數(shù)據(jù)庫
    4.2 244Cm/U(Pu)值的計算
5 偏差來源分析
6 結(jié)論



本文編號：3777225