[发明专利]一种估算重水堆中热中子注量的方法

说明书

本发明公布了一种估算重水堆中热中子注量的方法。该方法是将经过中子辐照后的重水堆堆芯的结构材料取出，通过核分析仪测量一种或多种元素的同位素丰度，由于核材料与中子(主要是热中子)发生辐射俘获反应，材料的元素中各同位素丰度会发生变化，通过测量各同位素丰度，在反应堆运行时间已知的条件下可以估算出核材料受到的热中子注量。本发明简便，将热中子注量的测量转化为同位素丰度测量。

技术领域

本发明属于辐射探测领域，具体涉及一种重水堆中热中子注量的估算方法。

背景技术

重水堆堆芯中的热中子注量测量是反应堆堆芯物理中非常重要的参数，也是辐射探测领域一项关键技术。目前对于重水反应堆堆芯中子，主要采用控制棒组件中的探测器直接测量实时的中子通量密度，无法对热中子注量这个积累型物理量进行直接测量。

发明内容

为了克服现有技术无法直接测量重水堆堆芯中的热中子注量的问题，本发明提供了一种估算重水堆中热中子注量的方法。

本发明基于重水反应堆结构材料的Fe、Ni等同位素原子核由于发生中子辐射俘获反应，丰度改变的效应，从而可以将热中子注量的测量转化为同位素丰度测量。本发明提供的重水堆中热中子注量估算方法的基本原理是：重水堆堆芯的结构材料在服役期间受到中子辐照，中子按能量划分为4个区间：热中子(中子能量0.2meVE_n0.625eV)、超热中子(0.625eVE_n750eV)、共振中子(750eVE_n1MeV)和快中子(E_n1MeV)。堆芯结构材料中的Fe、Ni等各同位素由于发生(n,γ)反应，所以同位素的丰度也随之改变。在重水堆中，热中子的通量密度占总中子通量密度的比例超过50％，并且由于Fe、Ni等各同位素核的(n,γ)反应截面在热中子能区远大于其他能区，所以在其他能区的截面相比之下可以忽略。根据这种规律，可以得到Fe、Ni等各同位素的丰度随注量的变化。其中⁵⁴Fe、⁵⁶Fe、⁵⁸Ni和⁶⁰Ni为稳定同位素，并且它们的变化最为明显，所以可以根据它们的丰度值，来对应估算出重水堆堆芯的热中子注量。

具体的，本发明的重水堆中热中子注量的估算方法，包括如下步骤：

1)对待测重水堆堆芯中的结构材料进行取样；

2)使用核分析仪对结构材料样品中的一种或多种元素的同位素的丰度进行测量，得到测量结果；

3)将同位素丰度测量结果与理论计算值进行对比，从而估算出结构材料在堆芯期间受到的热中子注量。

上述步骤1)所取的样品材料为重水堆堆芯中的结构材料。结构材料经过中子堆芯的辐照后，其中的Fe、Ni、Zr等各同位素的丰度发生变化。

上述步骤2)中所述元素例如Fe、Ni和/或Zr等元素，优选对同位素⁵⁶Fe、⁵⁷Fe、⁵⁸Ni和/或⁶⁰Ni的丰度进行测量。

上述步骤3)通过同位素的丰度估算结构材料在重水堆堆芯期间受到的热中子注量，首先需要得到同位素丰度随着热中子注量变化的理论计算值。

对于任意一个元素X，假设它的质量数最小的天然同位素为^AX，用下列方程组表示X的各个同位素的原子核数瞬时变化率：

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