壓水堆核電站燃料包殼破損狀態下主系統氚的測量方法①

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(福建福清核電有限公司,福建　福清　350318)

福清核電站采用液閃法測氚，2016年下半年，福清核電站2號機組反應堆冷卻劑系統(以下簡稱主系統)中氚的測量結果在4 098～199 208 MBq/t之間波動，波動較大且同一樣品的重現性也較差。2號機組主系統氚測量結果波動較大主要是由燃料包殼破損釋放了部分裂變產物到冷卻劑中造成的。結合試驗方法，給出了壓水堆核電站燃料包殼破損狀態下主系統氚測量的優化方法。

1　氚的測量原理

氚是一種低能的β衰變體，其β能譜的范圍是0～18.6 keV，因此國內一般采用液閃法測氚，將一定量的樣品加到固定體積的液體閃爍液中，樣品中氚發射的β粒子能量大部分被閃爍液吸收，引起閃爍液分子的電離和激發。大部分受激發的閃爍液分子不參與閃爍過程，以熱能的形式失去能量；其余受激發的閃爍液分子在退激時發射出光子。當光子的光譜與液閃計數器光電倍增管陰極的響應光譜相匹配時，便被光電倍增管收集，產生脈沖，形成β能譜。

為消除閃爍液淬滅的影響，Tri-Carb 3180TR/SL型液閃計數器內置了一個133Ba源作為外標準γ源對其進行校正。通過133Ba源照射待測樣品獲該樣品的康普頓譜，進而獲得該樣品的外標準源換譜指數(以下簡稱tSIE值)，從而獲得該樣品的測量效率(Count Efficiency)*通過測量添加不同量淬滅劑的具有不同淬滅水平的系列標準源，得到該儀器的測量效率-tSIE值曲線。，福清核電液閃計數器測量效率-tSIE值曲線見圖1。

圖1　福清核電液閃計數器測量效率-tSIE值曲線Fig.1　 The curve of liquid scintillation counter measurement efficiency-tSIE value in Fuqing nuclear power plant

根據液閃計數器測量效率-tSIE值曲線就可以對樣品的測量效率進行淬滅校正,從而求出氚的比活度。該淬滅校正法是目前國內核電站主系統氚測量的主要淬滅校正方法。通過試驗總結，主系統樣品的tSIE值一般在250～500之間，對應的效率一般在30%～50%之間。

2　裂變產物對氚測量的影響

福清核電2號站機組燃料首循環期間主系統樣品氚的測量結果波動較大，同一天(2016年8月23日)樣品的測量結果在6 043～25 629 MBq/t之間波動，其對應的tSIE值在48.34～2 688.34之間波動，對應的效率在4.817%～108.427%之間波動，數據見表1。

表1　福清核電站2號機組主系統樣品(2016年8月23日)氚的測量結果Table 1　Measurement results of tritium in main system sample (August 23, 2016) of Fuqing nuclear power unit 2

通過檢查儀器性能并反測標準源排除了儀器故障的可能，因此懷疑是樣品本身造成了測量結果波動較大，通過實驗室分析得出該樣品中主要的核素信息如表2。

表2　福清核電站2號機組主系統樣品(2016年8月23日)中主要核素的信息Table 2　Information on the main nuclides in the main system sample of Fuqing nuclear power unit 2 (August 23, 2016)

福清核電站2號機組首循環期間，燃料包殼發生了破損，因此該樣品中主要的放射性核素為裂變產物，包括惰性氣體和少量碘的放射性同位素，絕大部分裂變產物都伴隨有β衰變，氚的β衰變能量較低，β能譜范圍是0～18.6keV，上述裂變產物β衰變的最大能量(Eβmax)都大于氚的最大β衰變能量18.6 keV，因此其β衰變的能譜會疊加到氚的β能譜中，導致氚的測量結果偏差較大。

福清核電站2號機組主系統中總惰性氣體含量在2016年7月29日突躍到27 770 MBq/t，后續一直維持在28 000 MBq/t左右，最高達到了29 860 MBq/t，直到2016年9月14日降低到20 000 MBq/t以下。在此期間，2號機組主系統氚的測量結果均波動較大，也側面印證了裂變產物過高是造成氚測量結果波動較大的原因。

3　燃料包殼破損狀態下氚測量方法優化

燃料包殼破損狀態下，裂變產物會釋放到主系統冷卻劑中，對氚的測量造成干擾。如何消除或減少主系統冷卻劑中的裂變產物，成為了提高主系統中氚測量準確性的關鍵。通過試驗的以下3種前處理方法，降低了樣品中的裂變產物含量，提高了分析結果的準確性。

3.1　樣品稀釋

氚待測樣品采用在20 ml的低鉀瓶中加入12 ml閃爍液，加入7.5 ml高純水，加入0.5 ml主系統樣品的比例制備，為減少主系統樣品中裂變產物對測量的影響，將主系統樣品的加入量由0.5 ml調整為0.1 ml，高純水的加入量由7.5 ml調整為7.9 ml，測量結果如表3：

表3　樣品稀釋后測量數據Table 3　Measured data after dilution

通過將樣品稀釋5倍，減少樣品中裂變產物的含量，稀釋后樣品的tSIE值為306.19，tSIE值比較符合預期，氚的測量結果為7 131 MBq/t。

3.2　樣品煮沸除氣

惰性氣體是主要的裂變產物，具有易揮發的特點，通過煮沸樣品，可以減少樣品中惰性氣體的含量，經檢測煮沸2 min后的樣品，其裂變氣體的含量均<60 MBq/t，碘的放射性同位素含量基本不變。煮沸2 min后的樣品測量結果如下：

表4　樣品煮沸除氣后數據Table 4　Measured data after boiling degassing

煮沸后樣品的tSIE值比較符合預期，氚的測量結果為6 000 MBq/t左右。

3.3　樣品靜置衰變

裂變產物中半衰期最長的是133Xe，其半衰期為5.2 d，而氚的半衰期是12.4 a，因此可以通過短時間的靜置衰變，減少樣品中裂變產物的含量，而不影響氚測量結果的準確性。2016年8月23日取的2號機組主系統樣品在靜置后測量結果如表5：

表5　樣品靜置衰變測量數據Table 5　Measured data after decay

取樣當天及3 d后的樣品分析結果波動較大，樣品中的裂變產物在經歷了至少2個半衰期后，2016年9月2日測量結果的tSIE值比較符合預期；樣品中的裂變產物在經歷了至少3個半衰期后，裂變產物的活度減少為原來的八分之一后，2016年9月9日氚的測量結果為6 054 MBq/t，與煮沸后樣品的測量結果基本一致。

稀釋、煮沸除氣和靜置衰變(靜置時間超過15 d)這3種樣品前處理方式，均可以大幅度降低樣品中裂變產物的含量，從而提高燃料包殼破損狀態下主系統樣品氚測量結果的準確性。福清核電站2號機組主系統樣品通過上述3種方式處理后測量，其tSIE值基本穩定在300左右，降低了裂變產物對主系統氚測量的影響，針對2016年8月23日的樣品，稀釋后測量結果為7 131 MBq/t，煮沸后測量結果為5 905 MBq/t，靜置衰變18d后測量結果為6 054 MBq/t，測量誤差較小，結果較為準確。

4　結論

燃料包殼破損狀態下，大量釋放到主系統冷卻劑中的裂變產物是造成壓水堆核電站主系統樣品氚測量結果波動較大的原因。針對燃料包殼破損狀態下主系統樣品氚的測量，建議如下：

1)針對燃料包殼有破損的壓水堆機組，密切關注主系統冷卻劑中裂變產物的含量，分析主系統樣品氚時關注分析報告中的tSIE值，在測量結果波動較大的情況下，結合冷卻劑中裂變產物的含量，優化樣品前處理方法，確保分析結果準確。

2)稀釋樣品是一種非常簡單高效的前處理方法，通過稀釋，降低樣品中裂變產物含量，減少裂變產物對氚測量的影響，但樣品稀釋不能完全去除裂變產物，因此首次采用該方法處理分析樣品時，建議同步采用煮沸除氣的方法驗證。

3)裂變產物中的惰性氣體易揮發，通過煮沸樣品，可以去除絕大部分惰性氣體，該前處理方法可以作為樣品稀釋方法的補充，并用于樣品稀釋方法的驗證。

4)在分析數據的及時性不作特殊要求的情況下，可以采取靜置衰變后測量，通過15 d以上的靜置衰變(超過133Xe的3個半衰期)，可有效降低樣品中的裂變產物，提高氚測量結果的準確性。