核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟

在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β^-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据,计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项,并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化,分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明：核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素¹⁴⁰La β^-衰变发射的1 596 keV射线,且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定,该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。     

裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了²³⁹Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作。     

MC法模拟核部件自发裂变中子活化瞬发γ能谱

在分析中子活化瞬发γ产生机理及瞬发γ射线强度计算方法基础上,提出了应用MCNP程序计算模拟核部件自发裂变中子活化放出瞬发γ能谱的直接模拟与分步模拟方法,对两种方法的计算结果及特点进行了比较分析。计算了模拟核部件核材料自发衰变产生的γ能谱,并与瞬发γ能谱进行了比较分析。本文结果可为核部件认证技术研究提供参考。     

~(252)Cf中子源辐照钚部件安全性评估

在分析~(252)Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上,应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及~(252)Cf源γ射线能量沉积热功率;建立理论模型,计算了钚部件冷却过程中衰变热。相比自发衰变热功率,典型中子源强照射下钚部件的热效应并不严重。利用缓发γ能谱近似模型,计算了拟人体外照射剂量。与国际放射防护委员会(ICRP)建议值相比,典型中子源强照射下操作人员接受的辐射剂量在安全范围内。     

铀材料诱发裂变缓发γ能谱的数值计算

推导了裂变产物质量链上各个核素不同时刻数目的计算通式,计算了包装箱中铀材料在D-T中子源连续辐照后裂变产物的缓发γ能谱,得到了优化的辐照时间和测量时间,使用MC方法计算处于包装箱外的点探测器缓发γ计数和自发辐射γ计数。计算结果可用于铀材料的无损探测识别和核材料裂变数据测量等工作。     

强度平衡法测定138Csγ射线发射概率

短寿命裂变产物138Cs是测量裂变燃耗的重要核素,其半衰期为33.41min,经β-衰变到138Ba,共发射88条γ射线.根据母核衰变到子核基态上各种射线强度之和等于母核衰变活度的强度平衡法原理,用已标定好的峰效率曲线的HPGeγ谱仪准确测定了138Cs的γ射线发射概率,Pγ(1435.86keV)的测定结果为0.7599±0.0032.     

裂变产物放射性时间特征模拟

利用放射性随时间衰变的规律,编制了239Pu裂变产物不同时刻γ放射性强度计算程序。该程序在衰变路径的处理上采用图的深度优先遍历计算方法,可以有效地计算停止辐照后不同时刻的裂变产物能量强度谱,计算任意时刻的放射性总强度,实现了裂变产物衰变链计算的程序化。     

高放废液总β放射性活度测量

方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核~(90)Sr-~(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核~(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。     

235U核裂变后3-5 MeV γ射线时间响应的实验研究

中子诱发核材料所产生的裂变产物在3MeV以上能区的缓发γ射线带有特定的信息,利弗莫尔实验室利用该能区缓发γ射线来表征特定的核材料.本项工作基于3-5MeV能区缓发γ射线定量核裂变数的方法,通过浓缩铀样品热中子堆照实验,研究了单个235U核裂变产生3-5MeV能区缓发γ射线随时间的变化规律,给出了235U热中子诱发裂变产物3-5MeV缓发γ射线强度随时问变化的数据.     

衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,各核素向环境累积释放活度及场址边界500?m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小,并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关;半衰期越短,裂变产物开始向环境释放时间越晚,衰变的影响越明显;从场外剂量分析,衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。      

裂变产物活度计算通用程序开发

按照衰变规律,推导了裂变产物活度计算的通用公式。以PowerBuilder 10.0为工具,建立了裂变产物的独立产额、衰变路径和衰变信息数据库,开发了一用于计算裂变产物活度的通用程序。利用该程序计算了8种气体裂变产物的原子核数随时间的变化,结果与文献数据基本一致。本程序为与核裂变相关的裂变产物预先评估提供了一个便利的工具。     

利用缓发γ射线吸收剂量率测定~(235)U裂变数的方法研究

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中子辐照铀靶后距裂变产物约1 m处空气总吸收剂量率随时间的变化规律。在西安脉冲反应堆跑兔装置上辐照铀靶,跟踪了距裂变产物约0.5 m处总吸收剂量率变化曲线,结合理论计算结果获取了裂变数。计算均值与后期高纯锗探测器测量铀靶所得裂变数偏差为7%,这表明利用缓发?射线剂量率测定235U裂变数的方法可行,可用于较强剂量场下快速确定核燃料的裂变数。     

核数据处理软件NECP-Atlas中的光子相关数据计算方法研究

NECP-Atlas是西安交通大学自主研制的核数据处理软件,具有丰富的功能,可将评价核数据制作为后续核设计所需的应用核数据库,本文在NECP Atlas中建立了光子相关数据的计算方法,可计算产生中子核反应释放的瞬发光子产生截面、光子与原子的反应截面,裂变产物衰变释放的缓发光子多群产生矩阵,以及光子辐照损伤截面等数据。数值结果显示,如果不考虑缓发光子,钠冷快堆中控制组件、反射层组件的光子功率与参考解的最大偏差可达3258%、2041%,采用NECP Atlas计算的多群缓发光子产生矩阵后两类组件偏差降为093%以下。采用文献结果对Fe的光子辐照损伤截面进行了验证,计算结果与参考解吻合良好。     

利用高能缓发γ射线测定裂变数

利用裂变产额法得到短时间辐照²³⁵U样品的裂变总数,通过大体积NaI探测器测量3 MeV以上高能缓发γ射线总计数随时间的变化,从而得到一次裂变3 MeV以上高能缓发γ射线总发射率随时间的变化规律,并给出脉冲辐照下高能缓发γ射线的发射率。通过高能缓发γ射线测量了两块²³⁵U样品的裂变数,其相对不确定度小于4%。     

强中子场裂变产物中子核反应网络方程研究

本文建立了考虑中子参加反应的裂变产物中子反应及衰变的网络方程,选用求解一阶线性刚性微分方程组的Gear方法,开发了可计算任意裂变产物核数量在不同中子场强度和中子谱下随时间变化的核反应网络方程计算系统FIRENEQ,并配套了裂变产物产额和衰变数据库FPYDDL及裂变产物核中子反应截面数据库FPNCDL。检验结果表明,计算结果正确,程序可靠。利用该程序系统,研究了裂变产物核数量在不同中子场、不同诱发中子能量下随时间的变化。     

气体裂变产物的活度计算

从裂变产物的衰变规律出发，导出了利用HPGeγ谱仪测量的裂变产物γ峰计数计算裂变产物零时刻总核数的公式。利用该公式计算了^239Pu裂变产生的气体裂变产物。^85Kr^m,^87K4,^88Kr^88Kr,^133Xe^m,^133X3,^135Xe^m,^135Xe和^133Xe的核数目随时间的变化关系，并计算了距相对效率为60％的HPGe探测器表面25cm处各气体裂变产物γ峰计数率变化，为气体裂变产物的实验分析提供了参考。     

基于衰变链计算的裂变产物缓发γ能谱分析

在军控核查技术中,缓发γ能谱是核材料的“指纹”。为计算和分析铀裂变产物的缓发γ能谱,本文将各种类型的衰变链简化为基态线性链和激发态线性链,推导了零时前后各级核素数目的变化公式,建构了计算缓发γ射线能谱的C语言程序代码,并通过实验对理论推导进行了验证。通过分析几种核素的缓发γ射线计数发现,计算结果与实验数据吻合较好。     

裂变产物衰变数据库

一、引言裂变产物核数据包括裂变产物产额、裂变产物衰变数据和裂变产物的中子截面数据。裂变产物核数据在反应堆方面主要用于计算衰变热。停堆后由放射性核素衰变而释放出的能量谓衰变热。衰变热的正确计算对控制动力堆的安全性有重要意义。如果冷却不     

基于核试验监测数据的模拟γ能谱分析国际能力验证

本文介绍了全面禁止核试验条约（CTBT）筹委会临时技术秘书处（PTS）组织的2003年度国际放射性核素实验室能力验证过程。PTS在真实核试验监测数据基础上,通过模拟产生了2003年度能力验证活动的参考γ能谱,能谱中添加了24种裂变产物、5种活化产物和5种天然放射性核素。北京放射性核素实验室分析出了其中的27种核素,核素活度及其活度浓度分析结果与参考值在不确定度范围内一致。利用⁹⁵Zr和⁹⁵Nb活度比计算了核事件的零时,与参考值仅相差0.26 d。根据参考谱中裂变产物和活化产物信息,指出裂变产物应主要由²³⁸U和²³⁹Pu裂变产生,参考谱应源自真实核试验的监测数据。     

气-固分离前后裂变产物样品的γ能谱模拟

针对裂变产物气-固分离前后样品测量的预先评估需求,建立了相应的γ能谱模拟方法。采用修改独立产额数据库的方法实现了气-固分离前后裂变产物的活度计算,根据HPGe探测器测量γ能谱的原理推导了γ能峰面积计算公式,进而结合蒙特卡罗模拟软件和Power Builder10.0编程工具编制了模拟程序。利用该程序分别模拟了裂变产物无损测量和气体裂变产物测量能谱,结果与实测能谱基本相符。