2-83  乏燃料元件源项计算及实验校验

陈  炜  胡志勇

    #300反应堆在退役之前，首先要移走堆上的乏燃料组件。需要估计乏燃料组件的活度。#300反应堆235U浓缩度10%，元件芯棒由85%的UO2和15%的镁粉混合后热压成形，外套以LT27铝包壳。元件棒组装在元件盒中形成燃料组件，元件盒的材料为LT21铝。每盒由27种元素共85种核素组成。建立了反应堆运行历史数据库，表之间用“装载ID”联系起来。查询表包含了ORIGEN 2需要的某盒燃料组件运行历史输入数据。

   编制辅助程序将原始数据转换成输入格式，计算得到结果数据文件。表1是一盒乏燃料组件主要γ活度数据，可见，1MeV以下的γ射线占主导地位。

表 1  某盒乏燃料组件的分群γ活度

　

平均能量/MeV

1.50´10-2

2.50´10-2

3.75´10-2

5.75´10-2

8.50´10-2

1.25´10-2

活度/Bq

2.01´1012

4.18´1011

4.43´1011

3.86´1011

2.31´1011

1.57´1011

平均能量/MeV

2.25´10-1

3.75´10-1

5.75´10-1

8.50´10-1

1.25´100

1.75´100

活度/Bq

1.95´1011

8.61´1010

2.62´1012

2.75´1010

2.26´1010

6.41´108

平均能量/MeV

2.25´100

2.75´100

3.50´100

5.00´100

7.00´100

1.10´101

活度/Bq

2.64´106

7.78´104

7.81´103

6.13´100

6.95´10-1

7.92´10-2

每种核素衰变几乎都要放出具有固定强度和特征能量的γ射线。测得这些特征γ射线的谱，再利用测得能谱上的全能峰和探测效率来计算活度。

    由于不能标准源刻度探测效率，因此采用软件计算探测效率。利用水作屏蔽体，并采用远距离操作的方式，使操作场所的剂量水平满足工作条件。测量γ谱本底、高纯锗探头固定在堆池上方、元件放置容器放入堆池，乏燃料组件平放入元件放置容器内、起吊组件，依次测量不同距离处的γ谱、乏燃料组件复位。

    实验时探头与水面距离1.5m，实际测量了3盒乏燃料组件距离水面1.2, 1.3, 1.5m处的γ谱。

对谱分析知道组件中含有134Cs，137Cs和154Eu。测量活度与计算活度对比见表2所示。可看出，二者基本在一个数量级上，由于探测器的效率由程序计算得到，实际测量时水层和空气层的厚度误差较大，测量数据应有较大误差。此外，乏燃料组件实际由多种活化、裂变产物组成，因此，测量得到各能区的γ活度应大于任一种核素的活度。

表 2  测量、计算数据对比

盒号

A003

A062

A070

134Cs

测量活度/1010Bq

5±1.1

7±4.6

2.3±0.27

计算活度/1010Bq

1.502

3.796

0.8229

误差/%

69.96

45.77

64.22

137Cs

测量活度/1012Bq

5±1.2

5.6±0.0943

5±1.1

计算活度/1012Bq

3.661

3.959

3.527

误差/%

26.78

29.30

29.46

154Eu

测量活度/1010Bq

5±1.1

4.31±0.393

3.3±0.95

计算活度/1012Bq

2.355

2.996

1.880

误差/%

53.30

30.49

43.03

出堆日期

1992.3.17

1995.12.6

1990.10.17

　　计算乏燃料组件任何时刻的放射性核素和活度等数据成为可能。通过对比分析，证明了计算数据的可信性。

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