[發明專利]在高溫氣冷堆初裝堆芯和過渡堆芯中分揀燃料元件的方法

無效

• 申請號: 201110098048.7
• 申請日: 2011-04-19
• 公開（公告）號: CN102208219A
• 公開（公告）日: 2011-10-05
• 發明（設計）人: 張立國;薛大知;張作義;吳宗鑫;李富
• 申請（專利權）人: 清華大學
• 主分類號: G21C19/00
• 分類號: G21C19/00;G21C19/33;G21C17/10
• 代理公司: 北京路浩知識產權代理有限公司 11002
• 代理人: 王瑩

技術領域

本發明涉及反應堆在堆核燃料循環領域，尤其涉及一種在高溫氣冷堆初裝堆芯和過渡堆芯中分揀燃料元件的方法。

背景技術

高溫氣冷堆是以石墨為慢化劑、氦氣為冷卻劑的高溫反應堆，是一種固有安全性好、發電效率高、用途極為廣泛的先進核反應堆。高溫氣冷堆采用球形燃料元件，依賴燃料元件的連續流動實現連續裝填新燃料與卸出乏燃料，可以提高電廠負荷因子，提高電廠經濟性。

出于安全要求，在高溫氣冷堆從初裝堆芯向平衡堆芯過渡過程中，反應堆中將裝載不同初始富集度燃料的燃料元件。反應堆運行要求將這些裝有不同初始富集度燃料的燃料元件區分揀(分揀是在反應堆運行中同時進行的)開來，并執行不同的卸出策略。此處所謂的卸出，就是將燃料元件作為乏燃料卸出燃料在堆循環。

分揀加載不同初始富集度核燃料的燃料元件是高溫氣冷堆運行過程中的獨特問題，也是高溫氣冷堆商業應用中必須解決的問題。

發明內容

(一)要解決的技術問題

本發明要解決的技術問題是：如何實現裝載有不同富集度燃料的燃料元件的分揀，要求分揀過程穩定性高，分揀結果準確，以輔助高溫氣冷堆的安全穩定運行或者輔助其他需要確定或鑒別核燃料富集度的工藝過程的實現。

(二)技術方案

為解決上述技術問題，本發明提供了一種在高溫氣冷堆初裝堆芯和過渡堆芯中分揀燃料元件的方法，所述燃料元件裝載有不同初始富集度的燃料，且在該方法中，以輻照后的燃料元件中不同放射性核素活度的比值來鑒別裝載有不同初始富集度的燃料的燃料元件，所述不同放射性核素活度的比值此處稱為指證量。

其中，在該方法中，以能夠確定放射性核素活度的輻射測量方法來得到所述輻照后的燃料元件。

其中，所述能夠確定放射性核素活度的輻射測量方法為γ譜儀分析法，質譜分析法和放射化學分析法中的一種。

優選地，使用高純鍺γ譜儀在線確定放射性核素活度。

優選地，所述指證量為如下核素活度比值中的一種：¹³⁴Cs、¹⁵⁴Eu的活度分別與¹³⁷Cs活度、¹²⁵Sb活度及¹³⁷Cs活度平方的比值，分別表示為A_Cs-134/A_Cs-137、A_Eu-154/A_Cs-137和A_Sb-125/A²_Cs-137。

進一步優選地，所述指證量為如下核素活度比值：¹⁵⁴Eu活度與¹³⁷Cs活度平方的比值，表示為A_Eu-154/A²_Cs-137；或者¹²⁵Sb活度與¹³⁷Cs活度的比值，表示為A_Sb-125/A_Cs-137。

更進一步優選地，所述指證量為如下核素活度比值：¹³⁴Cs活度與¹³⁷Cs活度平方的比值，表示為A_Cs-134/A²_Cs-137。

優選地，所述燃料元件為燃料球。

(三)有益效果

本發明直接分析輻照后燃料元件中的放射性核素活度，可以連續鑒別不同燃料元件；利用成熟的輻射測量方法來實現，測量過程穩定、測量結果準確；無需外加標識核素，對燃料元件生產工藝無影響。

附圖說明

圖1是本發明中確定的優選指證量A_Cs-134/A²_Cs-137與燃料燃耗和燃料富集度之間的關系；

圖2是本發明中確定的次優選指證量A_Eu-154/A²_Cs-137與燃料燃耗和燃料富集度之間的關系；

圖3是本發明中確定的再次選指證量A_Cs-134/A_Cs-137與燃料燃耗和燃料富集度之間的關系；

圖4是本發明的一個應用實例的示意圖。

其中，1計算機；2燃料裝卸系統；3混凝土墻；4高純鍺γ譜儀；5高純鍺探頭；6探頭冷卻器；7數字化譜儀；8輸送單一器；9-1組合轉換器；9-2前置放大器；10主控制器；11定位球。

具體實施方式