中子活化法测定硅中注磷剖面分布

本文对不同注磷能量和不同剂量(5×10~(14)～1×10~(16)/cm~2)的硅片进行了中子活化分析,测定硅中磷的剖面分布、注入剂量及其射程,方法测量下限为4×10~(10)g。 1.实验部分 1).试样辐照和退火 注磷硅片经酒精清洗后包于铝箔中。硅片与磷标准置于中子通量为7×10~~(13)n/cm~2·s的反应堆中辐照50小时,冷却14天。经过堆中子辐照后的注磷硅片置于管形炉中,在700°～900°e     

白云母径迹探测器测量宽范围的绝对热中子通量

本文叙述了用固体径迹探测器测量轻水,重水零功率堆的绝对中子通量,并与金箔测量的结果进行比较。所测得通量范围,最低为～10~2/cm~2·s,最高为～10~3/cm~2·s。     

我国第一座脉冲反应堆

我国第一座脉冲反应堆是座小型池式研究堆,采用铀氢锆(UZrH_(1.6))燃料-慢化剂粗棒元件。堆芯靠轻水自然循环冷却,石墨作反射层。该堆具有很大的瞬发负温度系数,不仅能稳态运行,而且还能进行独特的脉冲运行和方波运行。稳态运行额定功率1000kW,堆芯平均热中子通量1.4×10~(13)n/(cm~2·s),当引入3元(2.1×10~(-2)△K/K)瞬发正反应性脉冲运行时,峰功率约为3420MW,中子通量峰值约为6×10(16n)/(cm~2·s)。固有安全、经济及多功能是该堆型最显著的特点。本堆已于1990年7月22日达到首次临界,尔后开始试运行。     

高温与反应堆辐照对玻璃纤维绝缘电缆的影响

试验在反应堆孔道内进行。所达到的最高累积辐照水平为热中子1.6×10~(20)n/cm~2,快中子(能量≥1 MeV)3.8×10~(19)n/cm~2,γ剂量1.1×10~(11)R。电缆在堆内辐照时的温度一般在550℃以上。试验结果表明电缆性能良好。得到的主要结论有:(1)电缆绝缘电阻受温度影响,与堆功率有关,在一定范围内与辐照积分通量关系不大;(2) 中子与γ射线在电缆上引起感应电流,其大小与堆功率成正比,在一定范围内与辐照积分通量无关,γ射线对感应电流有较大影响;(3)电缆辐照后的机械性能良好。     

微型反应堆的核安全审评与监督

前言功率为27kW、堆芯大小为直径×高度=242×250mm~2,以含富集度为90.3%~(235)U的铀铝合金为燃料元件,中子通量密度达1×10~(12)n/cm~2·s的微型反应堆,主要用于中子活化分析、短寿命同位素生产、教学和培训等。     

Apollo-17月海玄武岩样品的中子活化分析

本文叙述利用60mg月岩样品测定包括14种稀土在内的36种元素的含量。称取20.00mg月岩样品密封于聚乙稀薄膜小袋里,利用原子能研究所游泳池式反应堆的水平孔道,由气动快速辐照装置,对样品、标准和国际标样W-1分别与C1监察器在中子通量为3×10~(12)n·cm~(-2)·s~(-1)处辐照5分钟,冷却5分钟后测定A1、Ti、V、Ca;冷却1小时后测定Dy、Mn;冷却10小时后测定Eu、Na;冷却30小时后测定Sm。将上述的20.00mg样品转移到小铝盒内,称取42.10mg的W-1标样装入小铝盒内与制备好的中、长寿命核素的标准包在一起,在堆的垂直孔道中中子通量为2×10~(13)n·cm~(-2)·s~(-1)处照射20小时;冷却5天、10天和20天后分别测定Na、La、Sm、Ho、Eu、Yb、Hf、Cr、Fe、Sc、Co、Lu和Tb。冷却50天后进行放化分离,然后测定Tm、Ta、Gd、Ce和Zn。第二次照射取月岩样42.10mg,W-1标样64.90mg和制备好的标准,在中子通量为2×10~(13)n·cm~(-2)·s~(-1)处辐照40小时,冷却12小时后取出。样品用1mlHClO_4 2ml     

质谱法测定西安脉冲反应堆~(99)Tc嬗变率

热堆是嬗变长寿命放射性裂变产物的有效途径之一。西安脉冲反应堆属于低中子通量热堆(满功率运行时热中子通量密度为4.5×10~(13)cm~(-2)·s~(-1)),利用该堆开展了6个裂变产物~(99)Tc靶的嬗变技术研究。经过6h满功率辐照,~(99)Tc辐照产物~(100)Ru在靶件中的含量接近10~(-6)水平,为测定~(99)Tc的嬗变率,采用高灵敏的质谱分析方法准确测量辐照产生的痕量~(100)Ru的量。为克服本底干扰和同质异位素的影响,采用单接收ICP—MS测量了未辐照前锝金属靶件中的杂质含量,采用~(99)Ru同位素稀释多接收电感耦合等离子体质谱技术测定了化学制样流程本底铷的含量,并对流程本底中Ru同位素比值进行了分析,最后采用同位素稀释质谱技术测量了6个辐照靶件~(100)Ru的含量。结果表明,嬗变率测量值的扩展不确定度好于1.5%。     

用TDPAC方法研究~(109)Ag(α,2n)~(111)In反应中核反冲在银中引起的辐射损伤

本文报导在核反应~(100)Ag(α,2n)~(111)In中,由于~(111)In反冲在银中引起辐射损伤的初步研究结果。 分别以剂量率为0.5×10~(12) α/cm~2和1.2×10~(12)α/cm~2·s(总剂量为2×10~6α/cm~2)。能量为26MeV的α粒子,在室温和液氮温度下轰击银箔,观察到由辐射损伤引起的四极相互作用与剂量率、辐照温度、退火温度有关。在液氮温度小剂量率的辐照样品研究中,我们测量到一个“恒定”的四极相互作用尖频率ω_0为82MHz,在淬火效应的观察中,得到的四极尖频为115MHz。室温下以大剂量率和小剂量率辐照的实验中,均未见到四极相互作用尖频。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT-21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,〔Cl~-〕≤0.1×10~(-6),〔Cu~(2 )〕≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5a,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21     

阴离子交换法从高通量堆辐照二氧化钍中分离铀

目前世界上已探明的具有开采价值的钍资源几乎与铀相等。Th/U燃料循环的主要优点在于~(233)U,相对于U/Pu燃料循环中的~(239)Pu,有更高的中子产额。事实上只有用钍作为再生燃料,热堆才可能实现增殖。作为钍基核燃料利用的基础研究的一部分,我们制订了一个从辐照二氧化钍中分离~(233)U( ~(232)U)的阴离子交换程序。每个辐照样品压成小药丸状、重80 mg的核纯ThO_2。装入辐照管中,在国内热功率为12.5万千瓦的高通量工程试验堆的铍反射层中辐照。热中子通量为2×10~(14)中子/cm~2·s,快热中子比为1:1。热中子积分通量约为1×10~(20)—1×10~(21)中子/cm~2。照好后的样品移至水池冷却,数月后处理。二氧化钍用含NH_4F及AlCl_3的浓HCl加热迥流溶解,然后将料液调至8 mol/1 HCl     

利用短寿命核素中子活化分析煤和煤灰中微量元素

本工作是利用短寿命核素快速分析煤和煤灰中的微量元素。工作中使用双标准方法,选用Au、Mn作标准,数据处理采用自编计算机程序。特点是省时、省力,操作程序简单。辐照中子通量为1×10~(12)n/cm~2·s,样品重量为250mg,煤样辐照5分钟,灰样辐照2分钟,均冷却30分钟,测量6分钟。一个样品,通过一次测量可分析出近20种元素,所用分析周期不到1     

游泳池式轻水反应堆(SPR)2004运行年报

1SPR运行情况SPR全年开堆6次,非计划停堆6次,总运行1530.217h,释放能量223.157MW·d,最大功率3.5MW。一回路水Ph=5.8,电阻率为62.5×104?·cm;保存水池pH=6.5,电阻率为15×104?·cm。废气排放量为1.834×107m3,对于41Ar,排放量为0.2078TBq;一回路水耗19.8m3,放射性活度0.1124GBq。2科研生产与试验1)辐照同位素品种:153Sm、35S等。2)全年辐照同位素3罐,其中153Sm2罐,35S1罐,辐照单晶硅2700kg。3)物理测量:相对通量测量5次,绝对通量测量1次,辐照铝钴片通量测量1次。4)入4盒新元件,出堆4盒,堆内元件换位10盒,增加后备反应性3.4%。3设…     

重离子加速器在线测量实验区的屏蔽设计

本文主要介绍了重离子加速器核物理实验在线测量中为降低辐射本底而采用的多层组合屏蔽设计。计算了能量为700MeV 的~(12)C 重离子入射~(56)Fe 厚靶产生的中子产额(0.16n/离子)、能谱和角分布。采用铁(50 cm)、标准混凝土(150 cm)和硼砂层(1 cm)三层组合屏蔽,可在700MeV ~(12)C 重离子以7.5×10~(10)离子/s 流强入射~(56)Fe 厚靶下,把实验区的中子通量密度降低到1n/cm~2·s 左右。     

实验快堆发展计划中包壳材料轻离子辐照损伤探讨

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10~(23)n/cm~2的快中子辐照,相当于100～120 dpa。在超过空洞孕育期(～10~(22)n/cm~2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。对快堆     

14MeV中子活化分析法测定重晶石矿样中氟

本工作研究了通过~(19)F(n,p)~(19)O反应测定重晶石矿样中氟的方法,基体中钡作通量监测器,测定结果与化学法相一致。相对标偏与样品中氟含量有关,约在5～10％之间。 1.实验方法 1)设备 法国SAMES中子发生器,中子通量约1×10~8n/cm~2·s;美国CANBERRA公司SCORP10-3000系列,Ge(Li)探测器的分辨率为2.2keV(对~(60)Co的1332keVγ射线)。 2)有关核数据 测定钡和氟分别利用~(136)Ba(n,Zn)~(137m)Ba和~(19)F(n,p)~(19)O核反应。~(137m)Ba:T_(1/2)=2.55min。     

低合金钢的辐照脆性研究

从分析支撑裙等低合金铁素体钢辐照冲击试验数据看出,零塑性转变温度增量ΔTcv与中子积分通量Φ_f之间存在三段近似正比关系式:ΔT_(cv)=B~3Φ。式中Φ为名义通量,对三段不同的Φ_f(n/cm~2)范围取三个不同的值:即当Φ_f<1×10~(19),取Φ(n/cm~2)为Φ_f/10~(18);当Φ_f>3×10~(19),取Φ为Φ_f/3×10~(18);当Φ_f在1×10~(19)和3×10~(19)之间时,取Φ_f/1.5×10~(18)为Φ。B为钢种脆化系数,综合表征钢种的辐照敏感性。B是小于4的正值。B<2.3的钢种认为是辐照不敏感钢种。从脆化系数变化分析辐照敏感元素(Cu,P,Ni等)的影响。辐照前后冲击曲线上平台韧性值(A_k)及其变化,延伸率的改变也是判断辐照脆化的参数。用这些参数分析902钢尚有优越之处,此外从1.6×10~(18)n/cm~2 902(15 MnTi)的ΔT_(cv)(或B)?0数据说明902在本质上是辐照不敏感钢种。对现用安全标准进行了一些讨论。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT—21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,[Cl~-]≤0.1×10~(-6),[Cu~(2 )]≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5年,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21铝合金的均匀腐蚀速率≤1μm·a~(-1),点腐蚀轻微,5批样品的腐蚀氧化膜厚度分别为3.1,5.7,5.5,10.0,12.5μm。     

14MeV中子活化分析测定地质样品中的铬和硅

通过测量~(52)Cr(n,p)~(52)V和~(28)Si(n,p)~(28)Al反应产生的能量为1.434MeV和1.779MeV的γ射线强度可以计算出铬和硅的含量。本文利用这二个反应测定了铬和硅,并研究了分析铬时的干扰影响,确定了铬的探测限。 本工作使用的标准为光谱纯的SiO_2和Cr_2O_3,用光谱纯的石墨稀释。样品粉碎后经160目过筛,制靶前经105℃烘干。 辐照时的中子通量为10~8n/cm~2·s,束流500μA,照射300秒,冷却60秒,计数180秒。所用仪器设     

数字化多通道宽量程ITER中子通量密度测量系统研制

针对国际热核聚变实验堆(ITER)对中子通量密度测量宽量程、高集成度、实时性的要求,设计了一套基于PXI架构的多通道中子通量密度测量系统。该系统包括新研制的电流灵敏前置放大器及基于高速模数转换器(ADC)和可编程逻辑器件(FPGA)的主电子学插件。通过全数字化信号处理技术衔接脉冲计数和坎贝尔两种测量模式,大幅拓展了测量量程和提高了系统集成度。该系统通过使用脉冲堆积率估算算法,实现了测量模式的精确自动切换。实验结果表明,该系统具备单一裂变室大于1.7×10~(10)cm~(-2)·s~(-1)中子通量密度实时测量能力,全量程相对误差低于7.1%。     

B4C—Zr—2可燃毒物的辐照性能及其评价

对用于压水堆的 B_4C-Zr-2弥散体可燃毒物进行的辐照和分析表明:B_4C-Zr-2弥散体可燃毒物经(0.45-2.19)×10~(21)n/cm~2辐照后,其辐照稳定性好,芯块直径仅增加0.1-0.25%,氦气释放量小,当中子积分通量达到1.26×10~(21)n/cm~2时,其~(10)B 燃耗大于99%。