~(233)U,~(235)U和~(239)Pu在热中子能区裂变截面的测量

热中子能区~(233)U,~(235)U和~(239)Pu的裂变截面常被用作参考标准,其中~(235)U和~(239)Pu的裂变截面在中子能量E_n～0.25电子伏以上有共振现象出现,而~(233)U的裂变截面曾被认为其1/v特性维持的能区较宽,可达1电子伏以上。但近年来发现~(233)U的裂变截面在0.1电子     

多种锕系元素共存体系中微量~(235)Np的测定

本文为从复杂的多种锕系元素共存体系中准确测定超微量~(235)Np(10~(-15)-10~(-14)g/g)的含量,建立了一个特殊的中子活化分析流程。样品经阴离子交换柱浓集和PMBP萃淋树脂柱分离纯化,共存的~(237)Np作内标,高注量堆中子活化后,测定~(235)Np活化产物子体~(236)Pu而获得~(235)Np的含量。     

~(233)U,~(235)U热中子裂变截面比值测量

在中子晶体谱仪上利用背靠背裂变室测量中子能量为0.0253电子伏时的~(233)U,~(235)U裂变截面比值,得到的结果是σ_f(~(233)U)/σ_f(~(235)U)=0.916±0.018;同时根据已知的~(235)U热中子裂变截面值推算出~(233)的热中子裂变截面。σ_f(~(233)U)=536±11靶。所得结果与国外结果进行了比较。     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

HENDL2.1/CG数据库的临界基准测试与分析

为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和<国际临界安全基准评价实验手册>中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U、235U、239Pu、237Np和244Cm五个易裂变核素进行了校核.计算结果与实验结果进行了对比,相对误差在0.5%左右,验证了HENDL2.1/CG数据库能群结构和权重谱合理,主要易裂变核素截面数据可靠.     

基于Potential-driving模型的中子诱发~(239)Pu裂变产物计算与模拟研究

当前新型核能利用系统及核数据评价的发展对快中子诱发~(239)Pu裂变核数据提出了更高的精度需求。本工作基于已提出并构建的Potential-driving模型,通过中子诱发~(239)Pu(n,f)裂变驱动势研究,计算了几个典型能量中子诱发~(239)Pu(n,f)反应发射中子前裂变碎片质量分布,并与实验数据进行了对比。结果显示:Potential-driving模型计算数据能够很好地与实验数据符合。将Potential-driving模型植入GEANT4程序,开展了快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应相关的模拟研究,给出了14 Me V中子诱发~(239)Pu(n,f)反应的裂变碎片独立产额质量分布和电荷分布、累积产额质量分布和电荷分布、动能分布、裂变中子能谱以及~(239)Pu(n,f)反应裂变碎片平均总动能随入射中子能量的变化等数据,并与GEANT4程序原有的参数化裂变模型(G4Para Fission Model)模拟结果、ENDF/B-VII.1库评价数据以及实验数据进行了比较。结果显示:所发展的Potential-driving模型能很好地预测快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应裂变产物数据,为快中子诱发~(239)Pu(n,f)反应裂变产物核数据的研究提供了一种更可靠的计算方法。     

快中子能区~(233)U裂变截面的测量

利用背靠背裂变电离室在30千电子伏到5.6兆电子伏及14—18兆电子伏中子能区测量了~(233)U及~(235)U裂变截面的比值。并在500千电子伏及1兆电子伏两点定出了中子通量绝对值,从而给出了~(233)U与~(235)U裂变截面的绝对值。对测量结果进行了简短的讨论。     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

快中子能区~9σ_f/~5σ_f的测量

~(239)Pu作为一种用于快堆和核武器的重要的核燃料,它的裂变截面(记为~9σ_f)是一个很重要的数据,因此,近三十年来,人们用各种方法对这一数据进行了反复的测量。尽管如此,各家数据的分歧依然存在。由于~(235)U的裂变截面(记作~5σ_f)测量得比较仔细和系统,截面随能量的变化也比较平滑,常把~5σ_f作标准截面使用。因而通过测量~σ_f/~σ_f的比值即可定出~9σ_f。这样做的便利之处是避免了对中子通量的测量,修正量的考虑也可简单得多。值得注意的是,~(239)Pu是一种高α放射性的裂变物质,为了克服α堆垒脉冲对裂变计数的影响,必须在裂变室的设计与电子线路的使用上作一些特殊的考虑。为此,使用了上升时间快的快电离室与快线路系统。本工作的目的是在中子能量从30千电子伏到5.6兆电子伏和14—18兆电子伏区域内测量~(239)Pu和~(235)U裂变截面比值随中子能量变化的曲线,测量工作是在2.5兆伏静电加速器和600千伏高压倍加器上进行的。     

核反应堆中高能中子份额的测量

开展了铀、镎及裂变产物在阴离子交换树脂和TBP萃淋树脂上的吸附行为研究,建立了大量铀中微量镎的去除方法。该流程铀的化学收率约90%;对Np、Ce、Ba、La的去污因子大于1×104,对Nd、Ru的去污因子为1×103,对Zr、Nb的去污因子约为1×102。应用该放射化学分离流程,分别利用238U(n,2n)237U反应,测量了堆中高能中子(6 MeV)的注量率;利用238U(n,γ)239U反应,测量了堆中热中子的注量率,得到了反应堆中高能中子(6 MeV)所占的份额。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。     

大量铀中微量镎的去除方法研究

在放射性同位素生产和中子活化分析中，快中子注量率对放射性同位素产额估算起着非常重要的作用。为测量堆中高能中子（〉6MeV）的成分，本工作利用核反应238U（n，2n）237U来进行监测。     

DF-Ⅵ堆中心平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f计算

计算和测量反应堆芯部可裂变材料的平均裂变截面比,使有可能估算出堆芯部中子能谱的硬化程度。计算和测量~(238)U和~(235)U的平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f,就能估算出堆芯部~(238)U裂变阈1.4 MeV以上的中子份额。用固态核径迹探测器法已测得DF-VI堆芯部     

用半导体探测器测量堆中子通量

在GM-5半导体探测器对面放置一个~(239)Pu裂变源片,将此探头插入到零功率基准中心,测量堆中心绝对快中子通量。探头沿孔道可以精细到每隔5mm二个测点,得到活性区径向中子通量分布。采用~9239)Pu核作裂变靶是考虑到该核的快中子裂变截面对中子能谱不灵敏。而半导体探测器体积小,能插入到直径只有15mm的小孔道中。 用半导体探测器测量中子通量实际是记录~(239)Pu转换靶的裂变事件数。假定探测器的灵敏面对裂变靶片所张立体角为θ,则可探测到α粒子计数率为Aα     

高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U、~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系

本文研究了在高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系。热中子积分通量约从l×10~20到2×10~21中子/cm~2;快热中子比分别为3/1,2/1,1/1和l/2。所得结果揭示了~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累随不同的中子能谱和热中子积分通量的变化规律。     

用固体核径迹探测器测量反应堆周围的快、热中子注量率分布

固体核径迹探测器体积小,不受湿热、振动、电源波动等的影响,能够长时间记录低注量率中子。我们用以测量反应堆周围的中子注量率分布。 1.原理和方法 在本测量中采用~(238)U和~(235)U为裂变材料,云母为径迹探测器。用铀电镀成的可裂料片与云母探测器紧密贴合,在中子的作用下,铀的裂变碎片射入云母,形成径     

用活化法无损测定金属铀样品中~(238)U的含量

238U作为一种重要的裂变材料,其含量的准确测定在裂变产额数据测量中具有重要意义。在四川大学2.5 Me V质子静电加速器上,利用T(p,n)3He反应产生的483 ke V单能中子照射金属铀样品,对照射后生成放射性核素239Np的特征γ射线进行测量,利用已知的238U(n,γ)俘获截面数据实现了对238U含量的准确测量。对影响测量结果准确性的因素做了细致分析,采用蒙特卡罗方法应用软件MCNPX(Monte Carlo N-Particle e Xtended)对中子的多次散射效应和中子注量衰减效应进行了修正,对γ射线在样品中的自吸收也进行了修正,修正后的实验结果是2.884 2 g金属铀含5.712 8×1021个238U原子,实验结果的不确定度是4.1%。     

~(235)U/~(231)Pa质谱法测铀年龄

建立了同位素稀释-多接收电感耦合等离子体质谱法测~(235)U/~(231)Pa原子比得到高浓铀年龄的方法。经过两次TTA萃取-反萃后从母体237 Np中分离得到233Pa稀释剂,Pa中去Np的去污因子均在200以上。在用标准物质CRM U900对233Pa稀释剂的浓度进行标定后,分别以233 U、233 Pa作为~(235)U、231 Pa的稀释剂,质谱测得~(235)U/~(231)Pa原子比计算高浓铀年龄,采用该法对标准物质CRM U850进行年龄测量,其结果与参考值的相对偏差为1.97%。该法可用于核法证与核保障监督中的高浓铀年龄测定。     

~(238)U瞬发裂变平均中子数在快中子能区随入射中子能量的变化

用直径60厘米的载镉液体闪烁中子探测器测量了~(238)U的瞬发裂变平均中子数?_p在1.21～5.50兆电子伏能区的变化。实验在2.5兆伏静电加速器上进行。用~7Li(p,n)、T(p,n)和D(d,n)反应获得中子,质子束流约20微安。测量是相对~(240)Pu自发裂变进行的。根据我们过去的测量结果,~(240)Pu自发裂变瞬发平均中子数?_(sp)(~(240)Pu)为2.138±0.034。     

24.4KeV中子诱发^235U裂变的产额测量

一、前言 对~(235)U热中子裂变已经作了充分的研究,裂变产物的产额作了广泛的测量,并对实验数据进行了多次编评。但是对于其它单能中子诱发~(235)U裂变研究还远远不够,尤其是keV能区的中子更是如此。J.G.Cuninghame等测量了130-1700keV中子诱发~(235)U裂变中一些核素的产额。但是低于130keV中子诱发的裂变研究,文献中未见过报道。为了研究产额随中子能