辐照后HTR-10球形燃料元件电化学解体及裂变产物分布研究
TL277; 辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段.在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利用基于电化学氧化原理的两步解体法,对所选元件(燃耗约35 GW·d/tU)进行了包覆燃料颗粒与基体石墨的分离,获得了元件中不同位置区域的包覆燃料颗粒、解体石墨粉和电解液,通过γ能谱定量分析了解体石墨粉和电解液中的放射性核素成分及含量,并基于此明确了放射性核素在辐照后球形燃料元件基体石墨中的分布.结果表明:部分电解液中裂变产物137 Cs与144Ce活度显著高于其他电解液样品,表明其对应区域中可能存在破损包覆燃料颗粒;元件表层...
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| Veröffentlicht in: | 原子能科学技术 2022, Vol.56 (z1), p.92-99 |
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| Format: | Artikel |
| Sprache: | chi |
| Online-Zugang: | Volltext |
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| description | TL277; 辐照后检验是开展燃料性能评价的重要手段.在10 MW高温气冷堆(HTR-10)球形燃料元件的辐照后检验中,为研究元件中TRISO包覆燃料颗粒的破损机制,本文利用基于电化学氧化原理的两步解体法,对所选元件(燃耗约35 GW·d/tU)进行了包覆燃料颗粒与基体石墨的分离,获得了元件中不同位置区域的包覆燃料颗粒、解体石墨粉和电解液,通过γ能谱定量分析了解体石墨粉和电解液中的放射性核素成分及含量,并基于此明确了放射性核素在辐照后球形燃料元件基体石墨中的分布.结果表明:部分电解液中裂变产物137 Cs与144Ce活度显著高于其他电解液样品,表明其对应区域中可能存在破损包覆燃料颗粒;元件表层位置对应的电解液中活化产物60Co高于内部区域,主要来源于HTR-10一回路的放射性粉尘沾污.本工作初步建立了高温气冷堆辐照后球形燃料元件电化学解体和解体样品分析测试的平台及方法,为TRISO型包覆燃料颗粒破损机制分析及其堆内行为研究提供了重要基础. |
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