一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置，解决了现有检测方式存在分析流程长、操作繁琐，不能进行核临界安全在线监测的问题。本发明专利技术包括：采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU；其中，Φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。本发明专利技术具有实现含铀液体中铀浓度的实时、在线测量等优点。

Method for measuring uranium content in uranium containing liquid by neutron and device for realizing the same

The invention discloses a method for neutron measurement of uranium uranium content in liquid and device, solves the existing testing methods analysis of long process, complex operation, not the on-line monitoring of nuclear criticality safety problems. The present invention includes: using the neutron source radiation through the pipe wall, and then the neutron and pipe liquid containing uranium fission reaction, the neutron detector to measure neutron counting tube rate N measurement, according to the calculation model of N = Phi Sigma fNUty thermal measurement, calculate the NU uranium content in the pipeline; among them. With the average neutron tube heat flux, sigma f micro section, t measurement time, y for the average release number of neutrons per fission. The invention has the advantages of real-time and on-line measurement of uranium concentration in liquid containing uranium.

【技术实现步骤摘要】
一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置
本专利技术涉及核探测/核分析
，具体涉及一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置。
技术介绍
燃料元件研制、乏燃料后处理是核工业体系中非常重要的环节，是核燃料循环的核心工作。其中，铀化工转化是燃料微球研制的关键环节，为燃料单板制造提供芯体必备的燃料相，直接影响燃料元件研制的工程进度，也与核材料的闭合衡算问题相关。乏燃料后处理是核工业体系的最后环节，直接决定了核工程的安全性。在铀化工转化的工艺转化过程中，大量含铀管道中含铀溶液铀浓度值是研制和生产必须的数据，直接关系工艺的核临界安全问题。传统的方式是采取工艺点位取样，然后进行实验室分析的模式，传统的方式存在分析流程长、操作繁琐、稳定性和精度不够等不足和缺点，这在中试规模、甚至批量化生产中时不能满足核安全监控的需求，急需建立一种在线检测方法、开发相应的在线检测系统，实现核临界安全的在线测量。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是：现有检测方式存在分析流程长、操作繁琐，不能进行核临界安全在线监测的问题，目的在于提供一种中子测量含铀液体中铀含量的方法及其实现装置，解决了核临界安全在线监测和核材料物料衡算问题，能够实现含铀液体中铀浓度的实时、在线测量。本专利技术通过下述技术方案实现：一种中子测量含铀液体中铀含量的方法的实现装置，包括采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU；其中，Φ热为管道内平均中子注量率；σf为微观截面，微观截面属于反应堆物理领域专业术语，表示一个中子和一个靶核发生反应的几率，单位为靶，1靶＝10-24cm2；t为测量时间；y为每次裂变平均释放中子数。现有技术中含铀溶液铀浓度值是采用传统的方式获得，传统的方式是采取工艺点位取样，然后进行实验室分析的模式，该模式存在分析流程长、操作繁琐、稳定性和精度不够等不足和缺点，尤其是无法实现实时在线检测，导致在中试规模、甚至批量化生产中时不能满足核安全监控的需求。本专利技术通过核材料物料衡算的方式建立了本专利技术的计算模型，通过该计算模型，并通过检测管道内的中子计数率N测即可实时计算出管道内的铀含量NU，因而能有效达到实时在线检测的目的，在中试规模、甚至批量化生产中时能满足核安全监控的需求。并且本专利技术的建立不仅仅能有效实时检测出管道内的铀含量NU，解决了传统模式存在的分析流程长、操作繁琐的问题，并且通过实施例的表1和表2可知，本专利技术的方法还具有稳定性高、检测精度满足需求的优点，效果十分显著。进一步，为了使检测精度更好，所述管道内平均中子注量率Φ热的计算方法如下：(1)在管道内中分别注入不同铀含量的含铀液体，通过中子探测器测定相应浓度下的N测，(2)依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出不同铀含量相对应的Φ热，(3)对不同铀含量相对应的Φ热进行最小二乘法拟合，拟合得到的曲线斜率即为Φ热。优选地，所述步骤(1)中含铀液体的不同铀含量为100mg/L、500mg/L、1000mg/L、2000mg/L、5000mg/L。本专利技术中的计算模型适用于所有与含铀液体发生裂变反应的中子源，尤其适用于241Am-Be中子源与235U含铀液体中。其中，所述241Am-Be中子源的中子通量为105n/s，每次裂变平均释放中子数y为2.43，该235U的微观截面σf为680.9靶。一种中子测量含铀液体中铀含量的方法的实现装置，包括安装在含铀液体管道上的中子源，设置在含铀液体管道上的中子探测器，与中子探测器连接且依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU的信号处理装置，其中，N测为中子探测器检测到的中子计数率，Φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。进一步，本专利技术提供了一种能够实现本专利技术的信号处理装置的结构，所述信号处理装置包括顺次连接的前置放大器、放大器、甄别计数器、数据处理终端；所述前置放大器与中子探测器连接，该前置放大器上还连接为信号处理装置提供能源的电源。本专利技术中，前置放大器可选用Canberra2022型号的谱放大器模块或卓立汉光ZPS-24均可；放大器与前置放大器匹配即可；甄别计数器可选用西门子PLC(S7-200)高速计数器HC4或HC5；数据处理终端可选用数据处理软件(Tracerlab-Spectrum-Software)完成。为了达到更好地检测精度，所述信号处理装置外还设置有用于屏蔽的电子学线路屏蔽体。所述中子源通过中子源屏蔽体安装在含铀液体管道上。本专利技术与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：1、本专利技术实现了管道内液体铀含量的定量检测，并且实现了含铀液体中铀浓度的实时、在线测量，同时，本专利技术无需对工艺管道做任何改动，完全实现了无损检测，本专利技术更加环保、安全；2、本专利技术的中子源的中子穿透能力较强，因而基本不受管道的吸收影响，使得测量效率和精度都大大提高，使本专利技术的响应更快、分析精度更高、测量时间更短；3、本专利技术的检测稳定性和精度均能达到需求，因而在中试规模、甚至批量化生产中能满足核安全监控的需求。附图说明此处所说明的附图用来提供对本专利技术实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本专利技术实施例的限定。在附图中：图1为本专利技术中的结构示意图。图2为本专利技术中信号处理装置的结构示意图。附图中标记及对应的零部件名称：1-中子源，2-中子源屏蔽体，3-中子探测器，4-电源，5-前置放大器，6-放大器，7-甄别计数器，8-数据处理终端，9-电子学线路屏蔽体，10-管道。具体实施方式为使本专利技术的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本专利技术作进一步的详细说明，本专利技术的示意性实施方式及其说明仅用于解释本专利技术，并不作为对本专利技术的限定。实施例1一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，包括：通过241Am-Be中子源(中子平均能量5.0MeV)放射的中子，穿透管道壁后与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNU-235ty，计算出管道内的铀含量NU-235。本专利技术中Φ热为管道内平均中子注量率，该管道内平均中子注量率Φ热的计算方法如下：(1)在管道内中分别注入100mg/L、500mg/L、1000mg/L、2000mg/L、5000mg/L不同铀含量的含铀液体，通过中子探测器测定相应浓度下的N测，(2)依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出不同铀含量相对应的Φ热，(3)对步骤(2)计算得到的于不同铀含量相对应的Φ热进行最小二乘法拟合，拟合得到的曲线斜率即为Φ热。本实施例中由于中子源为241Am-Be中子源，因而本实施例中该中子通量为105n/s，每次裂变平均释放中子数y为2.43。又由于测量的含铀液体中的铀为235U，因而235U的微观截面σf为680.9靶。本实施例中管道的规格为：牌号316L(00Cr17Ni14Mo2)，内径20mm，壁厚2mm，长度600mm。本实施例采用上述计算模型对管道内含铀液体中235U进行了定量分析。首先，分别对235U富集度为50％，理论铀浓度(g/L)为0.本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，包括：采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU；其中，Φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。

【技术特征摘要】
1.一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，包括：采用中子源放射的中子穿透管道壁，然后使中子与管道内的含铀液体发生裂变反应，通过中子探测器测量出管道内的中子计数率N测，依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出管道内的铀含量NU；其中，Φ热为管道内平均中子注量率，σf为微观截面，t为测量时间，y为每次裂变平均释放中子数。2.根据权利要求1所述的一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，所述管道内平均中子注量率Φ热的计算方法如下：(1)在管道内中分别注入不同铀含量的含铀液体，通过中子探测器测定相应浓度下的N测，(2)依据计算模型N测＝Φ热σfNUty，计算出不同铀含量相对应的Φ热，(3)对不同铀含量相对应的Φ热进行最小二乘法拟合，拟合得到的曲线斜率即为Φ热。3.根据权利要求2所述的一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，所述步骤(1)中含铀液体的不同铀含量为100mg/L、500mg/L、1000mg/L、2000mg/L、5000mg/L。4.根据权利要求1所述的一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，所述中子源为241Am-Be中子源，所述含铀液体中的铀为235U。5.根据权利要求4所述的一种中子测量含铀液体中铀含量的方法，其特征在于，所述2...

【专利技术属性】
技术研发人员：赵峰，廖志海，彭小明，邱绍宇，乔洪波，王占明，安身平，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51