4πβ-γ符合测量198Au活度方法研究

金箔活化法是中子注量率绝对测量常用方法之一,通过测量活化生成的198^Au核数目,可以获知辐照场热中子注量率信息。本文分析了利用4πβ-γ符合装置测量198^Au薄膜源活度的原理,提出了不制源情况下直接测量198^Au箔片活度命题,理论上证明了该方法的可行性,并提出了具体实现方案。     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。     

182Taγ射线发射概率的测定

182Ta发射低能和高能两组γ射线,半衰期适中,是HPGe探测器效率刻度的合适标准源之一.本工作通过反应堆活化得到了182Ta放射源,制备了VYNS薄膜源.活度由4πβ 4πγ计数相加装置绝对测量,γ射线的发射率由已刻度效率曲线的HPGe探测器测量,从而得到了γ射线绝对发射概率,不确定度为0.6～1.5%.     

基于广义最小二乘法原理的中子能谱解谱程序开发及验证

中子能谱是反应堆的一项重要参数,为验证理论计算,常使用阈探测器活化法对中子能谱进行实际测量。为解决由于活化片数量小于能群数量而引起的解谱问题并获得较高的解谱精度,基于广义最小二乘法原理开发了解谱程序NSAGLS。使用IAEA给出的例题进行了验证,结果表明该程序能够得到正确的解谱结果。该程序可用于反应堆中子能谱的解谱,并能够考虑输入谱、核反应截面及测量活度不确定度信息对解谱结果的影响。     

中国ITER固态实验包层模块活化特性计算分析

基于中国ITER氦冷固态实验包层(HCSB-TBM)3×6 模块化结构设计,对其活化特性进行了计算分析.利用蒙特卡罗程序MCNP及数据库FENDL/2进行三维中子输运计算,在此基础上,使用欧洲活化分析系统EASY-2007进行了详细的活化计算.结果表明,刚停堆时,测试包层模块(TBM)总活度为1.29×1016 Bq,总余热为2.46 kW,且均主要受低活化马氏体钢Eurofer材料控制.活度和余热值均在TBM安全设计范围内,且不会对环境造成显著影响.同时,根据计算的接触剂量率可知,TBM中的活化材料均能采取远程操作实现循环再利用.活化计算结果表明,当前的HCSB-TBM设计从中子活化角度满足ITER安全设计需求.     

基于金活化片的单球谱仪研制及能谱测量

中国先进研究堆(CARR)H-8水平孔道是提供中子的实验孔道,可以提供稳定的辐射场,对于不同的中子实验,其所需的中子能谱谱形不同,准确测量中子能谱具有重要意义。为测量H-8水平孔道中子能谱,研制一种以金活化片为热中子探测器的被动式单球中子能谱仪,使用MCNP程序对10^-11～15 MeV能区的中子能量响应进行计算,并分析能量响应的合理性。在CARR堆导管大厅对单球谱仪进行测试实验,使用高纯锗探测器测量各金活化片活度,使用UGA(unfolding based on genetic algorithm)解谱程序对实验数据进行解谱计算。结果表明,导管大厅出射中子能量在10^-9～10^-6 MeV范围内,单球中子谱仪可以较为精确的给出中子能谱数据,适用于CARR堆H-8水平孔道中子能谱测量研究。     

正电子湮没寿命测量中干扰信号对谱仪和测量结果的影响

正电子湮没信号的精准采集与关联符合技术是寿命谱灵敏表征材料微观缺陷的基础。测量环境中放射性射线对正电子湮没信号采集的影响,制约着寿命谱方法在复杂辐射背景中应用,特别是在核结构材料中子辐照损伤研究中,中子活化诱发的放射性核素形成的γ射线本底,将影响正电子寿命谱仪的测量结果。为探究γ本底对正电子湮没寿命测量的影响规律,本文基于⁶⁰Co、¹³⁷Cs源设计了辐射背景仿真实验,结果显示：⁶⁰Co源产生的双高能γ射线是影响寿命谱形状及湮没寿命的主要因素;通过对比高、低两种典型活度比(⁶⁰Co/²²Na为3.3和1.9)下的测量结果,并经活化反应堆压力容器钢样品放射性本底真实情况检验,结果发现：在低活度比下,辐射本底导致的偶然符合概率增大,寿命谱峰谷比显著变差;在高活度比下,除偶然符合外,信号错误符合概率急剧增加,谱形明显畸变且寿命值迅速减小。基于本文辐射背景放射源模拟方法及干扰γ的影响规律,可进一步探索正电子湮没寿命测量中γ本底排除的新技术和新方法。     

阈探测器活化γ射线测量技术研究

采用实验测量和蒙特卡罗计算相结合的方法,较为系统地研究了在小空间、弱高能中子场等特定实验条件下的阈探测器测量技术。主要研究了γ射线自吸收、中子自屏蔽、阈探测器之间的扰动影响以及散射本底中子等因素。获得了自吸收、自屏蔽随活化箔厚度不同的变化规律。研究结果表明,选用合适厚度的活化片,可降低实验系统误差。用屏蔽法检验了散射本底中子影响,高阈能探测器本底中子的影响很小。     

铀样品自吸收修正因子与样品质量的相关性

探讨了中子活化法检测燃料棒235U富集度均匀性过程中,不同丰度铀样品γ射线自吸收修正因子与样品质量之间的相关性。采用装于相同规格样品盒的不同丰度和质量的铀样品,将一块发射多个γ射线的标准点源(152Eu+137Cs)放置在准直器上,用HPGeγ谱仪测量样品不同能量γ射线的自吸收修正因子F。将自吸收修正因子F与样品质量m进行回归分析,得到F-m直线回归方程,用此方法得到的修正因子对中子活化分析测量模拟样品丰度时的活度进行修正,分析结果与质谱法分析结果之间的偏差小于1‰。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.