压水堆乏燃料元件三维中子照相无损检测方法研究

Safety is the key point of the development of nuclear power. As nuclear fuel rods are the essential component of reactors at the nuclear plants, lots of measurments have to be carried out from fabricating to operating of fuel rods. Indirect neutron radiography technique has been used to non-destructive test spent PWR nuclear fuel rods for many years. In this project, the method of neutron tomography applied to test spent PWR nuclear fuel rods will be studied. The two-dimension indirect neutron radiography method based on neutron converter and Image Plate will be investigated. The whole inspection information of the defects of the spent PWR nuclear fuel rods can be detected with the three-dimension neutron images, and the key parameters of the fuel rods can also be measured quantitatively. The study of this project can provide an important technical support to improve the performance of nuclear fuels, and accelerate the development of Chinese nuclear power industry with safety, speediness, and continuance.

安全是核电发展的命脉，作为反应堆的核心部件，核燃料元件从加工、生产到服役的过程之中必须通过多种手段进行检测，以确保质量、保证安全。国际上，利用中子照相间接成像技术对强放射性压水堆乏燃料元件进行无损检测的工作已经开展了多年，但是更为精确和直观的三维CT成像技术在该领域的应用则少见报道。本项目将开展压水堆乏燃料元件三维CT中子照相方法研究，基于中子转换屏/IP板二维间接成像方法，通过数据重建获得其三维成像数据。利用三维检测成像可获得各种缺陷的完整检测信息，可实现压水堆乏燃料元件关键参数的定量测量，为提升压水堆核燃料元件的性能提供重要的技术支持，为我国核电工业安全、快速地可持续发展提供重要的检测技术保障。

本项目利用VITESS模拟技术确定了CARR中子照相装置用于检测压水堆乏燃料元件模拟件的最优测试配置参数，在此配置下，测试位置的中子注量率计算结果为2.84×109 n/cm2s，中子束的准直比L/D为150，全影区尺寸为 3.1×13.2 cm2。利用MCNP程序计算了压水堆乏燃料元件间接中子CT成像装置测试平台屏蔽材料，材料选择铅，厚度选择13cm。完成了压水堆乏燃料元件间接中子CT成像装置的设计方案，乏燃料元件运动控制装置可以控制乏燃料元件以其轴为中心在360度范围内旋转。确定了压水堆乏燃料元件三维中子照相间接成像实验方法，以Dy屏为中子转换屏，以数字成像板（IP板）为成像介质，通过数据预处理，得到可用于三维数据重建的输入数据。以核燃料元件模拟件为样品，利用中子成像开展了数据三维重建方法研究，并掌握了利用三维中子成像开展核燃料元件关键参数如芯块内部杂质尺寸、包壳氢聚含量的定量测量方法。. 本项目研究成果已经发表2篇学术论文，已申请发明专利2项，其中1项已经获得授权。