活度微量热计研究进展

为了满足热功率为10μW水平的仅和β放射源活度校准需要,研制了1台活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件,采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

活度微量热计测量氚样品应用

为了满足热功率为10μW水平的α和β放射源活度校准需要,研制了1台等温双杯活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件、采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

低能β活度微量热计性能研究

研制了10μW级放射性活度微量热计绝对测量装置。进行了等温双杯量热计计体设计和最佳半导体热电偶数目的理论计算及热电偶噪声水平估算,编写了微量热计数据获取和数据处理软件,进行了电热校准实验。对该装置的校准结果表明,在输入15μW电功率条件下,校准不确定度在2%以内。     

医用同位素微量热计性能研究

为实现医用同位素核纯度和放射性活度的准确测量,本工作根据量热法测量原理设计一套微量热装置,包括量热系统、温控系统以及测控软件,并对装置的性能进行测试和实验验证。结果表明,同位素量热计的基线电势稳定,复现性良好。最低探测限可至3.1 μW,能够实现医用同位素放射性活度测量的全覆盖。在10 μW~1 mW的测量范围内,当输入热功率<100 μW时,单次测量结果与输入热功率标准值之间的最大偏差<1.5%;当输入功率>100 μW时,测量结果和输入热功率偏差<0.5%。利用该装置成功实现了医用同位素¹⁴C样品的活度测量,测量结果与标准值在不确定度范围内相吻合,不产生放射性废物和化学废物,不破坏样品,操作简单方便。后期可通过研究测量预热和保温装置,进一步提高装置的适应能力和探测下限。     

~(210)Po量热测量结果偏差原因分析

~(210)Po是~(210)Po-Be中子源的原料。~(210)Po活度数据是计算中子产额的关键依据。我们在~(210)Po-Be中子源研制和生产过程中,是用量热计测量~(210)Po原料的放射性活度。但是,在秦山核电站启动中子源的中子产额测量中,发现中子源的~(210)Po投料量热测量数据与做成中子源后,其中~(210)Po量热测量数据有比较大的差异。表1是用同一台量热计在投料和做成源条件下的测量     

~(210)Po量热测量结果偏差原因分析

~(210)Po是~(210)Po-Be中子源的原料。~(210)Po活度数据是计算中子产额的关键依据。我们在~(210)Po-Be中子源研制和生产过程中,是用量热计测量~(210)Po原料的放射性活度。但是,在秦山核电站启动中子源的中子产额测量中,发现中子源的~(210)Po投料量热测量数据与做成中子源后,其中~(210)Po量热测量数据有比较大的差异。表1是用同一台量热计在投料和做成源条件下的测量     

低能β核素微热量热计研制

为对小体积包容体内β核素的放射性活度进行非破坏性测量,研制了低能β核素微热量热计。本工作描述了该量热计工作原理及装置组成,并对装置进行了性能测试和实验验证,对热功率测量结果进行了不确定度评定。输入功率为500μW时,测量结果的不确定度为0.96％（k=2）;输入功率为48μW时,测量结果与输入功率标准值间的偏差为4.2%。     

电离室氚活度浓度标定及稳定性测量

电离室测氚在氚工厂、核聚变实验堆、环境监测以及各种涉氚实验装置中得到了广泛的应用。通过PVT法配制一定氚活度浓度的含氚气体,利用自主研制的流气式丝壁电离室实验系统,进行电离室氚标定实验,通过正交实验验证影响因素,从而完成对电离室的刻度。结果表明,该类电离室测量稳定性优异,相对偏差均小于1%,压力影响线性相关性均约为1,记忆效应影响较小。电离室IC1、IC2、IC3刻度系数分别为1.35×10¹⁸、1.34×10¹⁸、1.33×10¹⁸。该电离室实验系统能够长期并在线实时准确测量氚,能很好地满足涉氚场所氚在线测量的要求。     

BIXS技术测量氚化钛膜氚活度实验方法研究

完成了BIXS能谱测量系统的组建及调试,对BIXS技术测量氚化钛膜氚活度的实验方法进行了研究。实验获得了空气和Ar气介质中的X射线能谱,与空气介质相比,除有两个相同峰位能量为4.5 keV和5.0 keV的谱峰和峰强度(或峰面积)分别减弱至约为0.4%、1%外,还增加了3.0 keV、9.0keV的两个谱峰;同时获得了不同氚活度氚化钛膜的X射线能谱,结果表明氚活度决定着X射线能谱的峰面积,具有良好的线性关系。     

量热法测量贮氚容器中的氚

设计建造了 1台样品池容积为1 95mm× 42 0mm的大型氚量热计。该量热计测量样品热功率下限为 6mW。样品热功率在 1 60～ 3 5 0 0mW范围内时 ,信号输出与样品热功率的线性相关系数大于0 9999。当样品热功率不低于 1 60mW时 ,精密度好于 0 2 %。它适用于非对称置样方式的样品中氚的测量。对大容积铀化学床中氚的实测结果表明 :该量热计具有较好的准确性。     

加速器屏蔽体中氚的提取和比活度测量

使用红外炉发展了一种从活化混凝土中提取氚的方法。通过研究氚的提取效率与加热温度、加热时间的关系,获得了氚的提取优化条件为在800℃下加热30min,Ar气流量设置为200mL/min。氚由两个冷凝管收集,然后装到1个小玻璃瓶中,与液体闪烁体混合,使用液体闪烁计数器计数。使用这种方法提取氚只需55min。相对于使用电子炉提取氚的方法,氚的提取效率可达到100%。收集了两个加速器屏蔽体中的混凝土样品,测量了样品中的γ射线核素和氚的放射性比活度。结果显示,氚的比活度与¹⁵²Eu和⁶⁰Co的比活度有很强的相关性。可得出结论：氚主要产生于热中子俘获反应⁶Li(n,α)³H。因而,可使用⁶⁰Co的放射性比活度简单估计活化的混凝土样品中氚的放射性比活度。     

氖中微量组分气相色谱测量分析方法与验证

为测量聚变堆固态氚增殖剂堆内辐照氚增殖剂的产氚速率,除用常规电离室之外,本研究建立了Ne载气的高精度气相色谱在线检测分析方法,通过测量产氚回路中的氦产生量,验证系统中产生的氚量,从而为聚变堆固态包层产氚包层增殖剂材料辐照产氚性能提供一种新的产氚速率测量验证方法。本工作通过研制含有三个检测器、五个色谱柱的气相色谱分析系统,建立了Ne中微量⁴He、H₂及杂质组分的色谱检测分析方法,并完成了实时在线检测的验证实验。结果表明,研发的色谱分析系统可实现高纯Ne中4He、H₂及杂质组分的检测分析,H₂、⁴He检测限可分别达到1.0×10^-6、5.9×10^-6,各组分含量及峰面积的相对标准偏差(sr)均小于5.0%(n=6),线性相关系数(r²)均大于0.99,说明检测方法重复性好。根据Ne中多组分气体的在线检测验证实验可知,单时段和多时段内的测量重复性均较好,可为辐照产氚考核系统中的产氚速率验证提供分析手段,进而为正式入堆得到辐照数据和氚衡算提供技术支持。     

Neutronics analysis for the moving ring fusion reactor,KARIN-1

Monte Carlo calculations on the tritium breeding ratio in the blanket and the heating rate in the first wall were carried out for moving ring reactor, KARIN-1. The blanket adopted in this calculation consists of a 2-cm thick silicon carbide (SiC) first wall, a 25-cm thick lithium (Li) layer, and a 10-cm thick lithium oxide (Li₂O) layer. It was found that the tritium breeding ratio in the blanket and the heating rate in the first wall are changing cyclically with a 1 s period. The maximum tritium breeding ratio obtained is 1.12, the minimum is 1.01, and the average value over a 1 s period is 1.10. As for the heating rate at the center of the burning section, the maximum is ～26 W/cc, the minimum ～10 W/cc, the average ～ 15 W/cc, and the ratio of the maximum to the minimum is ～2.6. The corresponding values at the entrance of the burning section are ～24 W/cc, ～4 W/cc, ～12 W/cc, and ～6.7, respectively. These results provide the basic information for thermal and mechanical design of the reactor system.     

Role of microstructure and heat treatments on the desorption kinetics of tritium from austenitic stainless steels

The liquid scintillation counting of solid samples (LSC-SS technique) was successfully used to study the role of microstructure and heat treatments on the behavior of residual tritium in several austenitic stainless steels (as-cast remelted tritiated waste, 316LN and 321 steels). The role of desorption annealing in the 100-600 °C range on the residual amount of tritium in tritiated waste was investigated. The residual tritium concentration computed from surface activity measurements is in good agreement with experimental values measured by liquid scintillation counting after full dissolution of the samples. The kinetics of tritium desorption recorded with the LSC-SS technique shows a significant desorption of residual tritium at room temperature, a strong barrier effect of thermal oxide films on the tritium desorption and a dependance of the tritium release on the steels microstructure. Annealing in the 300-600 °C range allows to desorb a large fraction of the residual tritium. However a significant trapping of tritium is evidenced. The influence of trapping phenomena on the concentration of residual tritium and on its dependance with the annealing temperature was investigated with different recrystallized and sensitized microstructures. Trapping is evidenced mainly below 150 °C and concerns a small fraction of the total amount of tritium introduced in austenitic steels. It presumably occurs preferentially on precipitates such as Ti(CN) or on intermetallic phases.     

中子辐照后6Li-Al合金靶片中氚的测量方法研究

建立了流气式系统捕集和化学转移法测量^6LiAl合金靶片在中子辐照过程中的渗漏氚和辐照后靶片中总氚量的方法。渗漏氚的捕集方法是：在流气式系统中，用含少量氢的惰性载气将渗漏氚载带出来，经高温催化氧化后被乙二醇鼓泡器捕集；靶片中的氚转移法是用NaOH溶液将合金靶片溶解，气相中的氚采用渗漏氚的捕集方法捕集，液相中的氚则蒸馏到馏分中。最后用液体闪烁计数器分别测量乙二醇鼓泡器和馏分中的氚量。测量结果与理论氚产量基本相符。     

内标淬灭校正法测定尿中氚浓度

氚引起的内照射对人体伤害非常大,因此评估涉氚人员的氚内照射水平十分重要。为满足快速准确评估人员氚摄入水平的要求,本研究在原尿直接测量法的基础上,采用内标淬灭校正法,对三名涉氚工作人员尿液中的氚放射性浓度进行测量,评定测量结果的不确定度,并估算该方法的探测下限。测量结果表明,李、胡、黄三位工人的尿中氚的放射性浓度分别为94.9、554、898 Bq/L,与氧化蒸馏法测量结果的偏差均在4%以内。该方法操作简便、快捷,准确性较高,可以满足涉氚工作人员的尿氚监测和内照射剂量快速准确评价的要求。     

自动化量热测氚装置研制

以量热测氚法为基础,设计了一套自动化测氚装置。该装置通过综合应用双杯对接测量、大规模热电偶组均布、标准加热电阻预热等技术,使预热时间由原来的15h减至5h以内,在300~3000mW时,测量不确定度提高至0.4%,实现了含氚部件氚含量的快速、高精度测量。     

HTR-10一回路冷却剂中氚活度的测量

详细介绍了测量10 MW高温气冷试验堆一回路冷却剂中氚活度的方法。设计适用于HTR-10特点的氚收集装置,先后两次收集冷却剂中的氚,制成液样进而用液闪法进行测量,并根据试验结果推算HTR-10一回路冷却剂中氚的总活度。针对两次试验结果进行分析并与理论计算值相比较,验证了理论计算的正确性并由此进一步证明高温气冷堆的燃料包覆颗粒对放射性产物的阻挡作用完好,反应堆对环境的氚释放完全在设计要求范围内,符合相应的国家标准。