基于不同神经网络算法的钚部件模板测量方法研究

钚部件的模板是从申报部件的γ能谱与中子计数中提取反映其类型特征的量构成的,核查时再次测量部件的特征量并与模板进行比较判断两者是否为同一类型。将神经网络作为一种模板测量比较的匹配算法,分别应用于两种场景:BP神经网络能够对不同类别的钚部件进行分类,该场景通常用于核武库中核材料的管理与衡算,LVQ神经网络核查未知测量对象,判断是否与申报钚部件一致,该场景通常用于核裁军核查。通过实验,完善了模板的构成和匹配算法。     

基于γ与中子探测的钚元件模板测量方法研究

钚元件的模板测量是深度核裁军中的重要核查方法。钚元件的类型决定其γ能谱具有独特的特征:即如果两种钚部件设计相同,γ能谱是相似的,否则会出现差异。目前,钚元件模板测量主要是从申报钚元件衰变产生γ能谱中提取反映类型的特征量作为模板,将核查对象的特征量与模板进行比较,从而判断核查对象与申报钚部件是否属于同一类型。本文研究了从γ能谱中提取信息作为判别钚元件结构的模板数据的局限性:由于钚材料对γ射线的自吸收作用较强,在某些特定场景下仅依靠γ能谱不能有效辨别核查物与作为模板的钚元件的结构是否一致。通过MCNP模拟对该问题进行了验证。进一步研究发现在测量γ能谱的同时,测量钚元件自发裂变的中子计数率可以改善这个问题。     

~(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。     

密封容器中钚部件定位误差对轴对称性判断的影响研究

对称属性是武器用钚部件的一个重要属性.从武器上拆卸下的钚部件通常装在特定的密封容器罐内,当具有轴对称结构的钚部件的对称轴与容器罐对称轴重合时,容器罐外各对称探测点γ辐射场强度服从正态分布,根据γ辐射场强度分布的正态性可以判断容器罐内钚部件的轴对称性.容器罐内钚部件定位系统会有一定误差,当误差达到一定程度时,容器罐外γ辐射场分布将发生变化,各对称探测点7辐射场强度不再服从正态分布,进而会导致对钚部件轴对称性的误判.文章理论模拟了两轴平行偏离情况下容器罐外γ辐射场分布情况,用W检验法研究了钚部件定位系统误差对钚部件轴对称性判断的影响.     

不同级钚材料的衰变放热功率计算分析

钚材料中放射性核素会不断衰变并释放能量,改变钚材料及周围部件的温度。为研究不同级钚材料在其整装存储及运输过程中衰变放热功率随时间的变化规律,依据不同级钚材料的放射性核素组分,在分析核素级联衰变规律的基础上,并在物理模型中考虑衰变时的能量分支比,计算得到了武器级钚、反应堆级和混合级钚材料中各核素的衰变放热功率和总热功率随时间的演变规律。计算结果表明,1 kg不同级的钚材料,其衰变放热功率最大的是混合级钚,放热最少的是武器级钚;武器级钚材料衰变放热功率主要来自于~(239)Pu,而反应堆级与混合级钚材料的衰变放热功率主要来自于~(241)Pu和~(238)Pu。三种不同级钚材料中,~(242)Pu的衰变放热功率均很小。考虑能量分支比后,可更准确地计算给出钚材料的衰变热功率。     

钚材料对称性属性的γ测量技术研究

通过技术手段核查被核查方申报的封闭容器罐中确实存放着申报的钚部件有助于增强核裁军各方的相互信任。对称性属性是钚部件的一个重要属性,其测量有助于钚部件的核查认证。利用高分辨γ谱仪和旋转样品支架,对三个钚样品进行了轴对称的γ探测实验。实验表明,利用旋转法,通过γ辐射场监测来探测封闭容器罐中钚材料的轴对称性是非常灵感的,但需要两个前提条件:1)容器罐(包括外部结构和内部结构)必须是柱对称的;2)放置钚材料时应尽量让其对称轴(如果有的话)与容器罐的柱对称轴重合。     

氧化钚属性测量技术研究

利用高分辨高纯锗γ谱仪,在铅屏蔽室内,对100 g回收氧化钚粉末样品和8 g纯氧化钚粉末样品分别进行了长时间测量,在自然环境,对200 g回收氧化钚粉末样品进行了现场探测.在三个样品的能谱中均观察到871 keV特征γ射线,除此之外,没有观察到其它与氧的存在相关的特征射线.同过去所测的金属钚谱相比较,在金属钚谱中未曾发现871 keV特征γ射线.因此,就核查区分封闭容器罐中的钚材料是金属钚还是化合钚而言,可以用871 keV来旁证"金属钚的不存在".对200 g氧化钚样品的现场探测表明,871 keV能峰是明显存在的,而且自编的丰度和年龄分析软件能从10 min测量能谱中识别出871 keV能峰.如果将属性测量系统的分析软件和控制部分进行适当改进,该系统就具备通过监测871 keV能峰确定氧化钚属性的能力.     

液闪和α谱结合测量痕量钚样品中钚年龄

建立了液闪-α谱法测量241Pu/241Am原子数比得到痕量钚年龄的方法。基于钚、镅的分离,研究纳克量级钚样品的年龄测量技术。用该法分别对已知和未知年龄的钚样品进行了测量,结果表明,已知年龄的钚样品的测量结果与参考值基本一致。本工作建立的痕量钚年龄的测定技术有可能作为核保障和军备控制中钚材料的核查技术。     

核材料γ辐射特征模板识别技术研究

为标识和鉴别核材料,提高核材料的安全管理能力,研究建立了核材料自发辐射γ特征谱的特征信息及提取方法,以及模板匹配算法,提出了核材料γ辐射模板识别技术和方法.对不同贮存状态、不同类别核材料,运用MC方法模拟研究了其γ辐射特征,并结合相关实验,验证了γ辐射模板识别方法的有效性.     

高度定向的碳纳米管阵列的制备

使用99．99％的铝片．在草酸溶液中,通过基于自组织基础上的二次氧化法制备了孔高度有序、六角排列的氧化铝模板,在微米尺寸区域内获得了高度平行的氧化铝纳米孔阵列。利用化学气相沉积技术(CVD),在没有任何过渡金属催化剂的情况下,利用多孔氧化铝模板本身的催化作用,在氧化铝模板孔内成功制备了高度有序的平行碳纳米管阵列,这种碳纳米管阵列可以作为研究离子束沟道传输特性的较理想材料。利用扫描电子显微镜(SEM)和电子背散射衍射(EBSD)等测试手段对铝片、氧化铝模板和碳纳米管的结构进行了表征。讨论了氧化铝模板的形成机制和基于氧化铝模板生长高度定向碳纳米管的条件。     

离子色谱分离-峰面积比值法测定核燃料元件中的钚

建立了用离子色谱法和峰面积比值法分离U并测量核燃料元件中钚的方法。该方法可以消除铀等基体的干扰，色谱条件在一定范围内变化时对测量结果无影响。在一定色谱条件下，通过实验获得相同含量的钚铀峰面积之比后，实际测量时可不采用钚标准溶液对仪器进行校准。方法的检出限为0.05 mg/L。该方法适用于各种乏燃料元件中钚含量的测定。     

热表面电离质谱法测定钚氧化物中的钚同位素组成

采用热表面电离质谱法对钚氧化物中钚同位素丰度进行了测定。通过对钚氧化物样品预处理、离子源和分析器的真空控制、法拉第杯接收效率检测、测量过程中的信号强度大小控制、信号强度稳定性控制以及测量时间的控制等条件进行优化,确定了最佳预处理条件和测量条件,实现了钚氧化物中钚同位素组分的准确测定。在选定的条件下,测定了钚标准样品中的钚同位素丰度,主同位素239Pu和242Pu测量精密度(sr)均优于0.05%(n=6)。     

A Study of Plutonium Recycle in a Gas-Cooled,Graphite-Moderated Reactor, (III)

Reactor physics characteristics related to plutonium recycling in a gas-cooled, graphite-moderated reactor were investigated and correlated to those for the case without plutonium recycling, using the fuel cycle analysis code FUELMOVE. It was found that, in the initial stages of irradiation, plutonium recycled fuel shows a thermal spectrum harder with respect to neutron temperature and a higher slowing down density, but that differences become smaller as the burnup progresses. A notable difference between the cases with and without recycling Hes in the resonance fission rate which proves to be roughly 20 to 35% higher in the former case.     

Improvement of plutonium proliferation resistance by doping minor actinides

This paper focuses on improving the proliferation resistance of plutonium resulting from uranium-based fuel irradiation. Intrinsic properties of plutonium isotopes with even mass numbers (²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu and ²⁴²Pu) — in terms of their intense decay heat and high spontaneous fission neutron rates — were used as a measure to improve the proliferation resistance of plutonium itself. The present study explores MA addition effect into LEU (5%²³⁵U) and HEU (20%²³⁵U) with regard to plutonium proliferation resistance characteristics. Consideration goes beyond critical condition to examine the potential of subcritical system in enhancing the plutonium proliferation properties. Results show that even the doping level of 1% of Np, TrPu or all MA elements into low enriched uranium improves the proliferation-resistant properties of plutonium. A potential for further improvement is achieved by higher doping of minor actinides into high enriched uranium irradiated in a subcritical mode.     

草酸铈和草酸铀的热分解机理及煅烧遗传性北大核心CSCD

在核燃料后处理过程钚尾端处理中,通常利用草酸制备草酸钚沉淀然后进一步煅烧获得氧化钚颗粒、用于MOX燃料的制造,因此掌握草酸钚热分解机制、控制氧化钚产品颗粒的形貌和粒度具有实际意义。针对草酸盐的热分解机理和沉淀在煅烧后颗粒形貌遗传性问题,本工作选用草酸铈和草酸铀作为研究对象,系统研究了草酸铈、草酸铀的热分解反应,结合同步热分析仪(TG/DSC)与X射线衍射仪(XRD)的表征,获得了草酸铈和草酸铀的热分解数据;制备了不同粒度的草酸铈和草酸铀,用激光粒度仪考察了煅烧前后颗粒的粒度,并用扫描电镜(SEM)观察颗粒聚集状态、粒度和形貌,结果表明煅烧分解会导致粒径有规律地下降,但形貌得以保留。     

Basic Analysis on Isotopic Barrier of Material Attractiveness Based on Plutonium Composition of FBR

Fuel behaviors of the large fast breeder reactor have been investigated, as well as material attractiveness based on isotopic plutonium composition for evaluating proliferation resistance with regards to a combined evaluation of decay heat and spontaneous fission neutron barrier as key parameters of isotopic material barrier. Trans-uranium fuel (TRU) (MA + U-Pu) in the core regions and MA doping (MA + natural U) in the blanket regions as options of MA loading produce a higher Pu-238 composition for denaturing plutonium, which mainly comes from converted Np-237. The isotopic plutonium composition of TRU fuel is relatively less than the Pu composition of MOX fuel except for the Pu-238 composition that is higher than that of MOX fuel. MA in the core or blanket regions, which produces a higher Pu-238 composition, plays a key role in obtaining a high-level material barrier of decay heat and spontaneous fission neutron compositions. The material attractiveness level of plutonium composition in the core regions can be categorized as practically unusable and its level becomes less by adopting TRU fuel. In addition, the material attractiveness level in the blanket regions as being practically unusable can be reached from weapon grade by loading MA at a 2% doping rate.