[发明专利]一种基于释放率确定氚扩散系数的方法

说明书

本发明提供一种基于释放率确定氚扩散系数的方法，该实验系统包括载带气体装置、加热炉以及氚在线监测装置；本方案中的确定球形多孔介质材料中氚扩散系数的方法，其通过在一定温度范围内几个温度下获得氚在实验系统中探测位置处的活度浓度对应的计数率，推得氚在此温度条件下从待测球形样品释放的释放率，进而获得氚在此温度条件下此待测球形样品中扩散系数的具体数值以及相应温度范围内氚在此种球形多孔介质材料样品中扩散系数的一般表达式，即确定该种球形多孔介质材料样品中上述加热温度范围内氚的扩散系数。

技术领域

本发明涉及反应堆工程技术领域，尤其是球床式高温气冷堆领域，具体涉及一种基于释放率确定氚扩散系数的方法。

背景技术

高温气冷堆(High Temperature Gas-cooled Reactor,HTGR)和以此为原型的超高温气冷堆(Very High Temperature Reactor,VHTR)是第四代核能系统六个堆型中最接近商业化的先进反应堆。以清华大学核研院的10MW高温气冷堆(10MW high temperaturegas-cooled reactor,HTR-10)为基础设计的球床模块式高温气冷堆核电站项目(HighTemperature Modular Pebble Bed Reactor Project,HTR-PM)在山东荣成建造，现在进入最后的调试阶段。高温气冷堆最重要的特性之一是固有安全特性。所谓的固有安全是指反应堆出现异常工况时，可以不依靠外部力量，仅通过反应堆自身的特性回复正常运行状态或安全停闭，从而从根本上杜绝了堆芯熔毁这类严重事故的发生。

采用全陶瓷型TRISO(tristructural-isotropic)包覆颗粒燃料元件是高温气冷堆具有固有安全特性的重要原因之一。TRISO包覆颗粒由UO₂核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层、核外致密热解碳层组成，均匀弥散在石墨基体中，在准冷等静压工艺压制下制成直径为6cm的燃料元件。TRISO包覆颗粒的热解碳和碳化硅层以及球形燃料元件中的石墨基体滞留了绝大多数包括氚在内的放射性裂变产物。

除了燃料元件中可裂变核素的三元裂变产生的氚被滞留在堆芯，基体石墨、石墨反射层和碳砖中Li-6、Li-7杂质的活化，主回路冷却剂He-3的活化和吸收球、控制棒、碳砖中的B-10的活化，仍然会产生一定量的氚。堆芯中存在大量的石墨，在基体石墨或结构石墨中生成的氚在高温下会从石墨中扩散进入一回路氦气，进而渗透进入二回路或随一回路氦气泄漏直接进入环境，造成二回路或环境的放射性污染。氚和氧结合产生的氚水难以和轻水区分，一旦进入生物圈后难以除去。考虑到氚对公众剂量的较大贡献，在核设施环境影响评价中会单独考虑氚对环境和公众的影响。

高温气冷堆的氚源项估计是评价氚对环境和公众影响的基础。氚在燃料元件、基体石墨和结构石墨中的扩散过程，特别是确定其中关键参数扩散(渗透)系数尤为重要。目前国内对氚扩散系数的测量大多针对各种不锈钢材料，氚在石墨材料中扩散系数的实验测量和理论研究都相对较少。因此，提出一种有效可行的氚扩散系数的测量方法及实验系统是非常有必要的。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种基于释放率确定氚扩散系数的方法，该方法通过在一定温度范围内几个温度下获得氚在实验系统中探测位置处的活度浓度对应的计数率，推得氚在此温度条件下从待测球形样品释放的释放率，进而获得氚在此温度条件下此待测球形样品中扩散系数的具体数值以及相应温度范围内氚在此种多孔介质材料中扩散系数的一般表达式，即确定该种多孔介质材料中上述加热温度范围内的扩散系数。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种基于释放率确定氚扩散系数的方法，所述方法为：

S1、加热球形多孔介质材料样品，使其中的氚以HT、T₂和CH₃T形态扩散释放出来，将HT、T₂和CH₃T进行冷却至一定温度；