强流加速器D-Be中子源中子慢化引出研究

为优化成像中子束注量率和能谱,在考虑中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统条件下,利用MCNP程序模拟源中子的慢化和输运过程,记录不同模型时慢化体内热中子注量率分布和成像中子束成分。结果表明,聚乙烯更适合用作小型热中子源慢化反射材料;D+束轰击靶面的束斑大小影响热中子在慢化体内的分布,束斑半径在1cm内变化对中子慢化影响较小;增加热中子引出孔道与D+束轴线的夹角能有效提高引出热中子束的纯度。     

低能高束流氩离子源的结构及性能

离子源技术是等离子体研究中的一项重要内容,而低能大束流源则是离子源技术研究中的一个重要方向,因为这样的源在离子束刻蚀、离子束溅射镀膜以及荷能粒子与物质相互作用方面都有广泛的应用;本文采用空心阴极空心阳极结构,用热阴极电子发射弧放电驱动并用磁场约束产生等离子体,用曲面发射引出离子束,研制成了氩气放电溅射离子源;研究了灯丝加热电流、弧压对弧流的影响和弧流与工作气体压力对离子束引出的影响规律.离子源的引出电压在0-4.0 kV之间连续可调,最大引出束流为100 mA,束斑面积为φ6.0 cm,以Ti为溅射靶时的最大溅射沉积率为0.45 nm/s,离子源可连续工作160 h.     

离子注入甜菜杂交种当代生物效应

以甜菜杂交种为处理材料 ,用N+作为诱变源 ,以 35keV的能量 ,分别以 4 0次、6 0次脉冲 ,注入剂量分别为 4× 10 16 N+/cm2 和 6× 10 16 N+/cm2 进行激发诱变。结果显示 ,甜菜杂交种的产量、含糖率均有明显的提高。     

近物所反冲谱仪端的转靶系统研制

介绍了中国科学院近代物理研究所研制的一套用于低熔点靶材料的转靶系统.靶盘上用于实验且厚度0.4-0.6 mg/cm2的C/Pb/C夹心靶,在束斑为0.785 cm2、流强～1 eμA、能量为5.84 MeV/u的24Mg7+束和流强～0.1pμA、能量4.95 MeV/u的64Ni19+束长时间照射下未损坏,照射总剂量...     

袖珍溅射PIG离子源

本文描述一个袖珍端引出溅射PIG离子源。它用SmCo永久磁钢来产生源的约束场。该源既可以产生气体离子,也可以通过阴极溅射,产生相应金属离子。用该源通常可获得Ar~+500—680μA,Ar~(2+)～150μA;当用BF_3做放电气体时,可得B_(11)~+100—130μA,放电功率约为30W。当用Ar做辅助气体时,在30—50W的弧功率下,可得锆、铁、铝等金属离子70多μA;钽离子50—60μA;钛、钼等金属离子30多μA。两个电荷态的金属离子通常约为一个电荷态金属离子的1/2—1/5。     

永磁强流ECR离子源

文章介绍一台2.45 GHz永磁强流ECR离子源,其直径为10 cm,长10 cm,重量不足5 kg,可工作在直流模式和脉冲模式.脉冲模式引出的氢离子束峰值流强大于100 mA,束流密度达到500 mA/cm2;直流模式引出束流达到60 mA,束流密度为300 mA/cm2.两种模式的质子比均达到80%.     

脉冲离子束轰击靶的热效应数值模拟

分析了脉冲离子轰击靶膜和衬底的热效应,在能量较低的情形下,离子轰击处理为靶膜表面热流输入。采用有限元程序,对能量为600keV、束流为12mA的不同束斑半径的脉冲离子流轰击Cu基Ti靶的热传导进行了数值计算,得到了热传导清晰物理图象。     

永磁微波离子源

介绍了2.45 GHz袖珍永磁微波离子源的进展,源的外廓尺寸Φ100 mm×100 mm,重量小于5kg.它可工作于脉冲和连续两种放电模式.在微波功率500 W、引出电压45 kV及等离子体电极发射孔径为5 mm的条件下,对于脉冲模式,峰值流强为100mA,束流密度500mA/cm2;而对于连续模式,流强为60mA,束流密度300 mA/cm2.两种模式的质子比均可达到80%,归一化均方根发射度小于0.1 πmm·mrad.     

强流离子源引出系统的气压及构成材料对离子光学性能的影响

本文简单介绍了从离子源中引出束流的机制及最小角散度的离子光学条件;阐述在研制15cm双潘宁离子源(引出电压25kV、电流20A)时,所解决的二个问题,即:使得引出系统保持最佳真空度的脉冲进气方式;提出了用复合材料制造绝缘环,从而提高了电绝缘强度。这二者都对离子光学作出良好的贡献。     

用于同位素电池的储能复合电极的可行性研究

借鉴太阳能电池Ti/Pd/Ag复合电极的设计方案,将其优化设计为Ti/Pd/Au复合电极并加载氚源,以此验证同位素源与换能器件整合的可行性。在N型单晶硅基体上制备电极,为研究氚在电极中的行为,用氘气模拟氚气对电极进行同位素加载,采用XRD、SEM和四探针研究复合电极的储氚性能、微结构、电学性能等的变化。结果表明：复合电极能吸附氘并生成TiD_x（x≤2）,具备一定的储氚性能;在Ti与Si界面处出现了TiSi₂相,表明膜基间发生了合金化,这提高了复合电极与硅基体的结合强度,同时降低了接触电阻;10^-4 Ω•cm量级的表面电阻率基本可满足对电极导电性能的要求。由此可见,Ti/Pd/Au复合电极应用于伏特效应同位素电池是可行的。     

D-D次生源计数对密度测量的影响

为研究D-D源密度测量过程中俘获γ计数对密度测量的影响,本文首先分析D-D源密度测量的原理,其次研究D-D源与地层反应产生的γ射线类型,并采用蒙特卡罗模拟方法对比分析了D-D源和D-T源密度测量过程中次生γ强度高低。结果表明,D-D源密度测量过程中次生γ以俘获γ为主;尽管D-D源的中子产额远低于D-T源,但在源距大于50 cm后低孔隙地层中D-D源俘获γ计数高于D-T源非弹γ计数;此外,高孔隙地层中D-D源俘获γ计数也可以通过调整源距大小满足密度测量的要求。因此,使用D-D源测量的次生γ计数能够满足密度测量的统计精度要求。     

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。     

核电厂一回路源项和排放源项框架体系研究

我国核电机组堆型众多,来源广泛,这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。源项设计是否合理,直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题,研究如何构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系,为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题,也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。     

Synchronize of RF Signal to Femtosecond Laser Pulse Train

作为裂变产物和中子活化产物的^93Zr是一种长寿命纯β放射性核素，它的测量对提供核数据有重要意义。但由于^93Zr放射性衰变计数率低，且^93Nb对^93Zr的测量造成很强的本底干扰，大大影响了^93Zr的超高灵敏测量。AMS是实现^93Zr的超高灵敏测量的方法之一。     

大型单板源Co-60辐照装置的排源方法和实践

本文详细论述了中金辐照成都有限公司BFT-IV辐照装置第二次加源所用排源方案的设计方法和过程。通过理论公式计算该辐照装置源架16个模件的活度占总活度的最优化比例,将新采购的放射源按此比例分为16个小组,装入源架对应模件中,模件内部源棒由人工以均匀方式布置。利用MCNP_4C软件建立辐照装置数学模型,计算剂量分布,用第一次加源后的剂量场分布测试结果验证MCNP模型的有效性。分别计算因人工排列不同形成的多个排源方案的剂量分布,选取最优的排源方案装源。装源后进行剂量分布测试,对于0.1g·cm–3的产品,射线利用率16.7%,辐照箱吸收剂量最大不均度为1.36,优于第一次加源后的剂量分布测试结果,证明排源方法及方案合理有效。     

秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析

反应堆中子源的作用是提高次临界状态下堆芯的注量水平。在实际运行中,可能发生停堆时间较长致使中子源衰减,或中子源发生破损无法继续使用的情况。本文通过对已辐照燃料组件自发中子源和源量程探测器响应的计算分析,探讨使用已辐照燃料组件替代中子源的可能性。计算结果表明,首组入堆组件燃耗在24 100 MW•d•tU^-1以上即可满足中子计数率监测的要求。本方法可为中子源意外破损提供解决方案。     

Improvement of Neutron Source Introduction Method for Absolute Measurements of Low Reactor Power

The neutron source introduction method was applied to absolute measurements of low reactor power at the Static Experiment Critical Facility STACY. To obtain the effective neutron source intensity more accurately, which is a key parameter for the source introduction method, the neutron source is newly defined as fission neutrons from the first fission reaction caused by neutrons emitted from the external neutron source. To obtain the newly defined effective neutron source intensity, the probability that a neutron from the external neutron source causes a fission reaction is calculated using the Monte Carlo code MCNP. This calculation took into consideration the three-dimensional complicated core structures. Furthermore, the fission reaction distribution, fundamental mode forward and adjoint flux distribution in a critical state were calculated using the three-dimensional transport code THREEDANT. Following the principle of the neutron source introduction method, an external neutron source was inserted near the STACY core tank and the reactor power was measured. The reactor powers by the neutron source introduction method were in good agreement with the ones from the analyses of the FP activity generated by high power operation.     

Quantification of severe accident source terms of a Westinghouse 3-loop plant

Integrated severe accident analysis codes are used to quantify the source terms of the representative sequences identified in PSA study. The characteristics of these source terms depend on the detail design of the plant and the accident scenario. A historical perspective of radioactive source term is provided. The grouping of radionuclides in different source terms or source term quantification tools based on TID-14844, NUREG-1465, and WASH-1400 is compared. The radionuclides release phenomena and models adopted in the integrated severe accident analysis codes of STCP and MAAP4 are described. In the present study, the severe accident source terms for risk quantification of Maanshan Nuclear Power Plant of Taiwan Power Company are quantified using MAAP 4.0.4 code. A methodology is developed to quantify the source terms of each source term category (STC) identified in the Level II PSA analysis of the plant. The characteristics of source terms obtained are compared with other source terms. The plant analyzed employs a Westinghouse designed 3-loop pressurized water reactor (PWR) with large dry containment.     

125I种子源制备相关技术研究

本文研究了采用镀钯工艺制备的¹²⁵I种子源源芯的光稳定性,分析了源芯的表面成分,对源芯剂量分布均匀性进行了判断,进行了源芯的自屏蔽效应研究,并对源芯的焊封条件进行了考察。结果表明,采用镀钯工艺制备的种子源源芯光稳定性很好,¹²⁵I主要以物理吸附的方式吸附在基材上,分布非常均匀,自屏蔽系数为64%左右。确定了激光焊机对源芯进行密封的参数。