摘 要：乏燃料元件辐照后热室检查中， 扫描测量作为无损检测手段之一，可以获得燃料辐照行为的相关信息，秦山一期核电厂乏燃料元件检验中，利用高纯锗 谱仪完成了8根燃料元件棒 扫描测量，元件燃耗分布在33 956～39 922 MWd/tU之间，获得了燃料元件轴向相对燃耗分布及燃料活性区堆积高度等数据。结果显示，采用0.5 mm精细扫描下，芯块与芯块间隙位置清晰可辩;燃料元件轴向燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布，这与堆内中子注量分布相关，燃料元件格架处燃耗略低;燃料堆积高度较名义高度均有不同程度的增加，高度增长率在0.31%～0.90%之间;可用134Cs/137Cs原子比表征其相对燃耗分布。
关键词：乏燃料元件 扫描 燃耗分布 堆积高度
中图分类号：TL-34 文献标识码：A文章编号：1672-3791（2021）03（c）-0049-04
Gamma Scanning of Spent Fuel Elements from Qinshan NPP PhaseⅠ
ZHU Xinxin
（China Institute of Atomic Energy， Beijing， 102413 China）
Abstract：As one of non-destructive examination methods in hot cell， gamma scanning is used to provide data relevant to fuel behavior. 8 fuel elements from Qinshan NPP phase Ⅰ with burnup range of 33 956～39 922 MWd/tU were measured by gamma scanning， and the axial relative burnup distribution of fuel elements and the stack length of fuel active zone were obtained. The results show that the space position between the pellets can be identified by 0.5 mm fine scanning. The axial burnup of the fuel element is generally low at both ends and flat in the middle， which is related to the neutron flux distribution in the reactor， and the burnup at the fuel element grid is slightly lower. The fuel stack height increases in varying degrees compared with the nominal height， and the height growth rate is between 0.31%～0.90%， and the relative burnup distribution can be characterized by the atom ratio of 134Cs/137Cs.
Key Words： Spent fuel element; Gamma scanning; Burnup distribution; Stack height
通過对核电厂乏燃料元件开展辐照后检验，获取辐照后燃料元件结构、性能变化数据，可为改进燃料组件设计、优化制造工艺和运行工况提供依据[1-5]。在燃料元件辐照后热室检查中，γ扫描测量作为无损检测手段之一，可以获得燃料辐照行为的相关信息[6]，包括燃料芯块堆积高度、芯块-芯块界面定位、芯块-芯块间隙大小评定、挥发性裂变产物迁移、破损元件燃料缺失、元件轴向燃耗分布等，为燃料元件辐照性能评价提供依据。在秦山一期核电厂乏燃料元件检验中，利用热室γ扫描测量装置，完成了8根燃料元件γ扫描测量，元件燃耗分布在33 956～39 922 MWd/tU之间，相关信息见表1，8根燃料元件共来自3个燃料组件。
1 γ扫描测量装置和测量方法
1.1 γ扫描测量装置
γ扫描测量装置布置见图1所示[6]。该装置主要由以下几部分组成：（1）燃料元件及其传动装置，传动装置将燃料元件传送至准直器狭缝处，并精确定位，完成整根元件棒的轴向扫描测量;（2）准直器，铅准直器装在不锈钢套管中，热室内的准直器狭缝宽度为0.5 mm，位于探测器前的狭缝宽度为1 mm;（3）γ谱仪系统，该系统的探测器为CANBERRA公司生产的GC4018型P型同轴HPGe，安装在热室前区，获取数据用的多道分析器为8 192道;（4）在热室内准直器周围和探头周围安装了铅屏蔽，以减少本底γ射线对测量的影响。
1.2 测量方法
对于辐照后燃料元件，以137Cs为燃耗监测体，移动燃料元件，使准直器狭缝对准燃料元件轴向不同位置进行γ扫描测量，解谱获得Eγ（137Cs）=661 keV能量处峰净面积（计数），除以各点测量活时间后，得到137Cs计数率。在整根元件上共取近100个点，以得到整根元件上的137Cs放出的γ射线强度的相对分布，即燃料元件轴向相对燃耗分布。采用0.5 mm间隔精细扫描可以对芯块间隙进行检测，同时，通过长时间测量（1 h），获得满足一定统计误差的134Cs计数，采用内部效率自刻度，得到了134Cs/137Cs原子比，134Cs是裂变碎片中子俘获的结果，它与中子注量的平方成正比，134Cs/137Cs比值与中子注量近似成正比，与燃耗也近似成正比。
2 测量结果与分析
2.1 乏燃料元件主要放射性核素
通过对乏燃料元件长时间测量（1 h），获得了典型乏燃料元件γ放射性谱图（见图2），由γ谱图可见，乏燃料中的主要γ放射性核素有137Cs、134Cs、154Eu、95Zr等，其中137Cs计数率最高，与其裂变产额高、半衰期长有关。
2.2 137Cs轴向分布
图3为8根燃料元件棒137Cs轴向分布曲线，横坐标0点处为燃料元件下端燃料活性区起始点。燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布，这与堆内中子注量分布相关。燃料堆积高度测量结果见表2，从表中结果可以看出，燃料堆积高度与名义值相比均有不同程度的增加，芯块堆积高度增长率在0.31%～0.90%之间。
图4为燃料元件格架处137Cs计数出现降低，应为格架材料增加了中子吸收导致，采用0.5 mm间隔精细扫描，得到了局部100 mm范围内137Cs轴向分布，具体见图5，137Cs计数突变（降低）处即为燃料芯块间隙位置，突变点间隔距离10 mm，为1个芯块高度，因此通过0.5 mm精细扫描，可以观察到全部芯块间隙位置。
2.3 134Cs/137Cs原子比轴向分布
对于 Z2-1燃料元件，选取轴向不同位置通过长时间测量（1 h），同时获得了满足一定统计误差的134Cs计数，采用内部效率自刻度，得到了134Cs /137Cs原子比。134Cs是裂变碎片中子俘获的结果，它与中子注量的平方成正比，134Cs /137Cs比值与中子注量近似成正比，与燃耗也近似成正比。完Z2-1燃料元件134Cs /137Cs原子比轴向分布与137Cs轴向分布趋势相一致，具体见图6。
3 结语
（1）乏燃料元件主要的γ放射性核素有137Cs、134Cs、154Eu、95Zr等，其中137Cs计数率最高。
（2）利用高纯锗γ谱仪测量获得了8根燃料元件137Cs轴向分布曲线，燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布。
（3）8根燃料元件的燃料堆积高度与名义值相比均有不同程度的增加，增长率在0.31%～0.90%之間。
（4）燃料元件格架处137Cs计数略有降低，采用0.5 mm精细扫描，可以观察到全部芯块间隙位置。
（5）134Cs/137Cs原子比轴向分布与137Cs轴向分布一致，可用134Cs/137Cs原子比表征燃料元件轴向相对燃耗分布。
参考文献
[1] 王鑫，褚凤敏，卞伟，等.核电厂 AFA3G钆棒破损原因分析[J].核动力工程，2017，38（Z1）：85-88.
[2] 王华才，汤琪，附程，等.核电厂乏燃料棒包壳表面氧化膜拉曼光谱分析[J].核动力工程，2017，38（S1）： 110-114.
[3] 钱进，郭一帆，王鑫，等.破损燃料棒二次氢化行为观察与分析[J].原子能科学技术，2020，54（8）：1487-1493.
[4] 附程，汤琪.激光测径技术在核反应堆燃料棒辐照后检验中的应用研究[J].科技咨询，2017（13）：210-214.
[5] 颜田玉，李显华，解含.303热室的辐射防护管理[J].科技咨询，2017（18）：110-112.
[6] 朱欣欣，章安龙，王鑫，等.压水堆核电站乏燃料元件γ扫描测量[J].原子能科学技术，2019，53（5）：893-898.
