水泥材料的反射中子实验研究

采用铀核裂变法和活化法实验研究D-T聚变中子在水泥材料上的反射中子.在铁球壳外表面水平赤道方向上,用小型浓缩铀和贫化铀裂变电离室结合俘获探测器测量了反射中子引起的235U(包镉)和238U裂变反应率,实验不确定度分别为6.1%-7.3%和6.4%-7.4%.用5种高阈能活化箔测量了反射中子引起的活化反应率,实验不确定度为7.2%-8.0%.比较了252Cf自发裂变中子在水泥材料上反射中子引起的235U(包镉)裂变反应率测量结果.讨论和分析了实验结果.     

贫铀/聚乙烯交替球壳中裂变反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,采用活化法在贫铀/聚乙烯球壳交替装置上开展14 MeV中子学积分实验。用HPGe探测器测量²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应的裂变碎片¹⁴³Ce衰变产生的293.3 keV特征γ射线,得到装置中与入射D粒子束成90°方向上的²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应率分布,相对不确定度为5.1%~6.9%。采用MCNP5程序在ENDF/B-Ⅵ库下进行模拟计算,计算结果较实验结果高约5%。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。     

铍泄漏中子倍增率实验

铍装置泄漏中子倍增率用全吸收方法测量。全吸收探测器有去离子水和聚乙烯球两种,它们的半径分别为75cm和69cm。测量球内中子分布的探测器是~(235)U裂变室,对相对和效率刻度两种测量方法的结果进行了比较,仔细分析了实验误差的主要来源。对于厚度为4.55,8.4O,1O.45和14.85cm的四种铍球壳,已经得到了两种全吸收剂和两种测量方法的中子倍增率实验结果,其结果在误差范围内是一致的。与1-DANISN程序的计算值进行了比较,对于ENDF/B-Ⅳ和ENDF/B-Ⅵ库数据,实验值比计算值分别低3％～14％和1％～7％。     

缓发中子法测量脉冲堆裂变总数

用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率，然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率，探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变，从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度（不包含稳定功率运行裂变率的不确定度）为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。     

238U裂变电离室测量25.5MeV中子注量率

在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上,利用²³⁸U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25.5MeV中子注量率。为验证该裂变电离室测量快中子注量率的可靠性,在中国原子能科学研究院5SDH-2串列加速器上,利用该电离室和伴随α粒子装置同时测量14.8MeV中子注量率,结果在不确定度范围内一致。     

中国实验快堆中的238U裂变反应率测量实验研究

由于²³⁸U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO₂（²³⁵U-0.002%）直接进行了²³⁸U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片（²³⁵U-0.335%）、高浓铀片（²³⁵U-90%）组合方式间接进行了²³⁸U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为²³⁸U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。     

14 MeV中子注量率测量技术比对研究

对伴随α粒子法测量DT中子源中子注量系统的稳定性及重复性进行了检验。通过铁活化法与伴随粒子法得到的中子注量相比较,完成了预备实验。用4πβ(PC)-γ符合标准装置测量活化后的铝箔的方法与伴随粒子法监测的中子注量率比对,两者偏差小于伴随粒子法的扩展不确定度,其中伴随粒子法标准不确定度为1.6%,铝活化法标准不确定度为1.8%。     

碳材料反射中子的238U裂变反应率测量和计算

用小型贫化铀裂变室和俘获探测器测量了D-T聚变中子在碳材料反射体上反射中子引起的^238U裂变反应率分布。比较了无碳材料反射体的测量结果。实验测得的^238U裂变反应率合成不确定度为5．1％～6．4％。实验结果与用MCNP／4A程序和ENDF／B-Ⅳ库数据计算的结果在误差范围内符合。     

快中子诱发裂变测定铀同位素丰度

铀同位素丰度分析是核燃料循环中重要的分析项目。本工作在中子活化基础上提出用T(d,n)⁴He反应产生的快中子诱发裂变铀样品来测定铀同位素丰度的分析方法。该方法利用铀同位素丰度与特定裂变产物的平均产额比呈指数关系的特点,选择〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)与铀同位素丰度间的关系曲线作为工作曲线,并对模拟样品进行分析。结果表明,〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹⁰⁵Ru)、〖AKY-〗(⁹²Sr)/〖AKY-〗(¹³⁵I)计算结果与模拟样品的相对偏差分别为0.8%和1.8%,RSD优于3%,与γ能谱法的分析结果相符合。     

10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析

对10MW高温气冷堆（HTR-10）一回路氦气中放射性裂变产物的组成及活度水平的准确测量，可用以分析研究HTR-10燃料元件释放裂变产物的特征，并可用以推知堆芯所有燃料元件中铀污染水平和燃料颗粒的整体破损率水平，从而可得到HTR-10辐射安全性的直接验证。本工作通过对取样罐氦气中惰性气体核素活度的分析，推测HTR-10一回路活度，并与程序计算值进行了比较。实验测到了^85mKr、⁸⁷Kr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe、^135mXe、¹³⁸Xe、⁸⁸Rb、¹³⁸Cs等核素。通过实验测量可推知，燃料元件石墨孔隙中的铀污染份额低于5.7×10^－7。     

一种测定裂变谱中子引起的~(241)Am(n,γ)~(242)Am~(g,m)反应截面的新方法

针对不同评价数据给出的裂变谱中子引起的241Am(n,γ)242Amg,m反应截面存在很大差异的状况,本文提出了一种利用钚材料实验的有关数据推算241Am(n,γ)242Amg,m反应截面的方法,两次实验得到的结果分别为0.506×10-24cm2(4.1%)和0.505×10-24cm2(4.1%)。     

反符合法测量152Eu放射性溶液的活度

¹⁵²Eu的衰变纲图复杂,包括72.1%的EC衰变和27.9%的β-衰变,衰变子体退激过程中又放出140多条γ射线,其中,12条能量处在122~1408keV之间,是主要γ射线。¹⁵²Eu常用于HPGeγ谱仪能量校准和效率校准等,¹⁵²Eu的放射性活度准确测量极为重要。本工作利用4πβ(PPC)-γ(HPGe)反符合测量装置对¹⁵²Eu的活度进行绝对测量,并与4πβ-4πγ符合效率外推法和HPGeγ谱仪、4πγ高气压电离室测量的结果进行了比较。这几种方法的测量结果在不确定度范围内一致。     

裂变碎片核发射中子能谱及角分布的模拟计算

采用蒙特卡罗方法研究²⁵²Cf自发二分裂变过程中裂变碎片核发射的中子能谱和中子角分布。文中给出了模拟计算的条件、步骤和模拟结果,详细分析了实际测量中²⁵²Cf自发二分裂变碎片核发射的中子能谱之间的相互干扰。该模拟分析与测量特定裂变碎片核的发射中子谱的实验研究密切配合,对相关实验具有指导性参考价值。     

适用于研究低能裂变碎片电荷分布的探测器装置

为研究²⁵²Cf自发裂变碎片电荷分布，建立了由屏栅电离室和ΔE-E粒子望远镜构成的探测器系统。在该系统中，将薄的屏栅电离室作为碎片的ΔE探测器，E探测器是金硅面垒半导体探测器。通过分析实验测量的4参数关联数据，得到了²⁵²Cf自发裂变碎片质量数、动能及碎片在气体ΔE探测器中的能量沉积分布等物理量。用多高斯（multi-Gaussian）分布函数对ΔE探测器的能量响应函数进行最小二乘法拟合，得到了在固定质量数A^*_L和动能条件下轻碎片的电荷分布。结果表明：该探测器系统的电荷分辨能力Z/ΔZ约为40∶1；建立起来的测量技术可用于测定²³⁵U(n,f)和²³⁹Pu(n,f)反应碎片的电荷分布。     

60Co治疗机散射校正因子的蒙特卡罗计算

利用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了⁶⁰Co治疗机的3种散射校正因子,并计算了总散射校正因子S_c,p与模体散射校正因子S_p随射野及深度的变化。计算结果表明：散射校正因子计算结果与测量结果符合较好;S_c,p与S_p随射野的增大而增大;射野大于10cm×10cm时,S_c,p与S_p有随着深度的增加而增大的总趋势;射野小于10cm×10cm时,S_c,p与S_p有随深度增加而减小的总趋势。因此,在计算处方剂量时不可忽略散射校正因子的影响。利用蒙特卡罗方法可建立1组准确和全面的散射校正因子,为放射治疗临床使用、质量保证和质量控制提供依据。     

101Moγ射线发射几率测定

¹⁰¹Mo是裂变燃耗诊断的重要核素之一，它的半衰期短，准确测定¹⁰¹Mo核衰变数据的难度大。本工作采用强度平衡法和全程记录法测量¹⁰¹Mo和¹⁰¹Tc的γ射线发射几率P_γ。¹⁰¹Mo P_γ的强度平衡法测量结果比全程记录法的测定结果高5%，而¹⁰¹TcP_γ的两种方法测定结果在不确定度范围内一致。有关¹⁰¹Mo的γ射线发射几率测量方法及其测定值有待进行进一步研究和测定。 