高浓铀重水零功率堆中子温度和超热指标的测定

一、引言反应堆的中子温度是重要的能谱参数,它基本上反映了反应堆热谱的特征。知道了中子温度,就能更精确地确定热群平均截面。测量中子温度的方法较多,归纳起来有危险系数法、积分法、微分法和探测片的夹心法等。在积分技术中,可测量~(239)Pu与~(235)U的裂变碎片的活性比,也可测量~(176)Lu与~(55)Mn     

微型反应堆照射座内超热中子通量谱的测定

一、引言在反应堆的物理计算和实验中,反应堆的能谱是十分重要的。对于微型反应堆而言,由于采用高浓铀燃料,铍作反射层,堆芯是缺水栅,能谱较硬。因为本堆照射座内的能谱直接关系到中子活化分析采用什么方法,灵敏度的大小等。因此我们除了测量热谱之外,还应重点测量超热谱。     

微型堆辐照座内快中子通量谱的测定

用Ａｌ，Ｆｅ，Ｉｎ和Ｎｉ作探测片，用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内，外辐照孔道的快中子能量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子能量比分别为０．１９８和０．０７７，用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量，同时也对四个内辐照等之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

反应堆中心孔道辐照材料的中子与γ释热研究

反应堆辐照材料上中子与γ的释热率是该材料在堆中热工计算的重要输入参数.本文基于蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),计算了某堆首炉高热中子堆芯布置下,L12中心孔道中不同材料(水、T6061铝、单晶硅、不锈钢、锆合金)轴向的中子、γ释热率分布.计算结果表明,活性区轴向高度为0～1000 mm,中子与γ在材料上的最大释热率点...     

在低温含氢慢化剂中中子温度的测量

当测量值与分析结果有直接联系时，中子计算结果的基准是最成功的。在热中子能区，作为慢化剂温度的函数的中子注量率和在慢化剂内的位置可能存在着潜在关系。实验测量是利用天然镥（Ｌｕ）的活化进行的。镥元素有两种同位素，它们的截面差别很大；在不同反应堆的条件下，可以利用通量状态和能量分布进行鉴别。＾１７５Ｌｕ在热能区具有１／Ｖ律；＾１７６Ｌｕ在热能区具有近似于常数截面的共振结构。这两种同位素的饱和活性测量是在     

微型反应堆照射座内热中子通量谱的测定

一、基本原理用一组展开函数?_i(E)来表示所测的真实谱φ(E),典型的展开函数是一组N—1项的多项式,N是探测箔种类数。     

固体径迹法－双箔法测量MNSR辐照座内的能谱参数

叙述了在微型反应堆原型堆上，用固体径迹法－双箔法即￣（２３９）Ｐｕ－￣（２３５）Ｕ配对和￣（１１５）Ｉｎ－￣（５５）Ｍｎ配对测量了辐照座内的中子温度和超热指标。说明了固体径迹法的实验原理、方法、测量技术、实验结果和误差分析，并与双箔法￣（１７６）Ｌｕ－￣（１６４）Ｄｙ和￣（１１５）Ｉｎ－￣（５５）Ｍｎ配对的结果进行比较，在误差范围内符合得较好。     

中子辐照下钼的低温热激活变形和辐照软化

本文对退火和应力释放两种热处理中,钼在低温变形条件下的中子辐照效应进行了研究。样品在高通量同位素反应堆的冷却剂温度下进行辐照,剂量在7．2×10^-5-0．28dpa（单个原子的辐照损伤位移）之间。拉伸测试在-50～100℃下进行,应变速度为1×10^-5～1×10^-2s^-1。基于拉伸测试数据的热激活分析被用来研究低温变形机理。退火后的钼在低剂量辐照后,出现辐照软化效应以及屈服应力对测试温度和应变速率的依赖性降低的现象。高剂量的中子辐照只会引起冷硬化。应力释放的钼与测试温度和屈服应力的应变速度的依赖性要弱于退火后的钼,而且其在辐照前后的屈服应力基本不变。激活参数实验值与位错模型的理论预测比较表明：四方应变位错反应的弗舍尔模型预测了清除作用,与双纽模型相比较,其对激活过程进行了更好的描述。辐射与测试温度及应变速率之间不断减弱的依赖关系可以用因中子辐照造成的间隙溶质的俘获作用而引起有效应力的降低来解释。     

反应堆辐照制备超钚核素的产额估算

本文估算了利用反应堆中子辐照生产超钚元素时,~(248)Cm以前各核素的产额与中子通量及中子能谱的关系,并以图表形式描述了生产某一核素的最佳照射时间以及在生产链上各核素的相对比值。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题     

原型微堆辐照座物理特性参数模拟测定

文章给出了原型微堆辐照座同的某些物理特性参数；相对中子通量密度分布，绝对中子通量密度，能谱能数（镉比、超热指标和中子温度），某些样品在辐照座内对反应性的影响以及各辐照座之间的相互关系，实验研究在原型微堆的零功率实验装置上完成。     

碘的微堆超热中子活化法测定

对碘的超热中子活化分析法进行了研究，利用该方法在微堆上测定了血液１食品及土壤中的碘含量，计算了该方法对全血及血清中碘的探测下限。     

微型反应堆补偿燃耗的方法

微型反应堆（ＭＮＳＲ）严格限制冷态后备反应性为３．５—４．０ｍｋ，小于０．５β＿（ｅｆｆ）（微堆的β＿（ｅｆｆ）＝０．００８），从根本上杜绝了瞬发临界事故和堆芯元件烧毁事故的发生。在如此小的后备反应性条件下，为了使微堆寿期大于１０ａ，采用间断地添加顶铍反射层的办法来补偿燃耗。理论计算出了添加顶铍反射层厚度与反应性增长的关系，在零功率反应堆上进行了实验校核，并就原型微堆添加顶铍反射层的操作经验作出总结。     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

采用快慢中子符合的中子探测器

采用快慢中子符合的中子探测器,可用于强γ射线本底下探测中子,并应用于冷聚变实验中。使用~(252)Cf中子放射源时,探测效率为3×10~(-3),对慢中子峰的FWHM分辨为25%。     

超热中子活化分析的进一步研究

本文建议用一个一般化有利因子F=G~(1/2)R~(1/2)/R,来真实地反映超热中子活化导致的探测极限或计数统计的实际改善。经典的Brune定义和近来提出的Bem定义,可以分别看作本定义在G=R和G=1时的特例。为了得到最佳有利因子,推荐在不同孔道(甚至不同的堆)上分别进行全堆谱中子活化(TNA)和超热中子活化(ENA)。本文还全面评价了镉和氮化硼屏蔽体的利弊。此外,测定了38个反应,H_4孔道中ENA对于15～2孔道中TNA的有利因子。最后,对33个干扰反应,给出了在这两种照射条件下的干扰因子,并讨论了ENA的干扰放大。     

快堆裂变中子场比释动能测定

本文介绍用国产 IRM81T-TE1型流气式组织等效电离室和低中子灵敏度的能量补偿 G-M 计数管测定快堆裂变中子和γ射线的组织比释动能率,并用美国远西公司(FWT)1C-17A 型组织等效电离室进行了对比测量,两种电离室测量结果符合很好。