氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

堆内超临界水回路辐照装置物理参数模拟研究

堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义,辐照装置位于反应堆堆芯栅格,是超临界水回路的核心部件。采用MCNP程序模拟研究辐照装置的关键物理参数,并考虑超临界水热物特性对物理参数的反馈效应。计算得到辐照装置热中子注量率为4.72×10¹³ cm^-2•s^-1,快中子注量率为1.55×10¹⁴ cm^-2•s^-1,辐照产热率为14.7 kW,反应性引入为0.045%。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

用于n/γ混合场测量的涂硼电离室研制

研制了一种能同时测量混合场中γ和中子注量率的涂硼电离室,并实验测试了其性能。涂硼电离室由两个大小和结构一致的腔室组成：1个仅对γ灵敏,另1个对γ与中子均灵敏。用强度为2.7×10⁷ s^-1 的Am-Be源测得电离室的中子灵敏度达9.2×10^-16 A/(cm^-2•s^-1),在剂量率为5.24 μGy/h的¹³⁷Cs γ场中,电离室的γ灵敏度达7.36×10^-16 A/(MeV•cm^-2•s^-1)。涂硼电离室I-V曲线坪长为600 V,坪斜小于4%/100 V,在工作电压为-400 V时,其γ补偿修正系数<5%,可用于核设施周围的混合场监测。     

低能电子辐照对环氧树脂性能的影响

为了研究低能电子辐照对环氧树脂的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度和官能团结构的影响,本文在电子辐照能量为30 keV,注量率1×10¹¹ cm^-2•s^-1,总注量为1.6×10¹⁴ cm^-2,真空度10^-6 Pa条件下,结合国家标准对辐照前、后环氧树脂材料的机械性能和结构进行表征。结果表明,辐照后环氧树脂材料的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度等宏观物理性能均有下降。傅里叶红外光谱图显示环氧树脂主要官能团强度降低,产生的•H、•OH等自由基与聚合物分子上的羟基与氢结合。研究结果对环氧树脂材料在辐射环境中的使用具有重要意义。     

废放射源近地表处置活度限值推导

以我国低中放固体废物北龙处置场和西北处置场为参考场址,针对钻探景象和钻探后景象,考虑了几个重要放射性核素,推导了废放射源在两个场址中处置的活度限值。除¹³⁷Cs的关键景象为钻探景象外,其他所选核素的关键景象均为钻探后景象。且单个废物包中的废放射源活度限值不受处置场的限制,推荐了适合于近地表处置的单个废物包内废放射源的接收限值,⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、²³⁸Pu、^63Ni、²⁴¹Am、²²⁶Ra和²³⁹Pu分别为2.0×10¹⁰、6.0×10⁹、1.0×10⁶、1.0×10¹¹、1.0×10⁷、1.0×10⁶和8.0×10⁶Bq。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

实验室尺度三维含水层核素迁移模型试验

为了准确模拟和预测核素在含水层中的分布、累积情况，借助物理模型试验与核素迁移模式客观反映其迁移、转化规律是不可或缺的手段。以山西第四系粉质壤土潜水层地下水为研究对象，建立实验室尺度下的核素迁移三维模型试验，示踪核素⁹⁰Sr以点源形式布设在断面中心位置，通水量为375 mL/d。结果表明，260 d后中心点处⁹⁰Sr浓度峰值沿轴向迁移了3.9 cm，峰值活度浓度为1.04×10⁴ Bq/cm³；随着与轴线距离的增加，径向上、下对称6个区域的峰值浓度逐渐减小，上半部活度浓度为1.02×10³～8.03×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为2.7～3.6 cm，下半部活度浓度为1.86×10³～9.80×10³ Bq/cm³，峰值迁移距离约为3.3～3.6 cm。结合试验体中⁹⁰Sr的浓度分布，建立Hydrus-3D核素迁移三维数值模型，拟合得到了⁹⁰Sr在粉质壤土中的吸附分配系数为79.0 mL/g，纵向弥散度为0.7 cm，横向弥散度为0.8 cm。     

210Po标准平面源的制备及表征

²¹⁰Po的标准平面源用于检定流气正比计数器α射线对β射线的串道比,由于²¹⁰Po的半衰期较短（138.4 d）,检定用²¹⁰Po标准平面源需定期更换。本工作采用色谱柱法,从²¹⁰Pb的母子体溶液中分离出高纯度的²¹⁰Po溶液,用γ谱仪确认了²¹⁰Po溶液的核纯度;用电镀法制备了²¹⁰Po平面源,用显微镜观察其表面形貌,并通过α谱仪测量了平面源的α能谱,符合α能峰单一的要求。用2πα、2πβ粒子发射率基准装置测量该平面源的2π表面粒子发射率,达到了检定规程中2π粒子发射率处于1.0×10⁴~2.0×10⁵ min^-1之间、扩展不确定度在3.0%（k=2）以内的要求。建立了用²¹⁰Pb溶液中的²¹⁰Po制备²¹⁰Po标准平面源的新方法,实现了可持续提供²¹⁰Po标准平面源的目标。     

210Po标准平面源的制备及表征

²¹⁰Po的标准平面源用于检定流气正比计数器α射线对β射线的串道比,由于²¹⁰Po的半衰期较短（138.4 d）,检定用²¹⁰Po标准平面源需定期更换。本工作采用色谱柱法,从²¹⁰Pb的母子体溶液中分离出高纯度的²¹⁰Po溶液,用γ谱仪确认了²¹⁰Po溶液的核纯度;用电镀法制备了²¹⁰Po平面源,用显微镜观察其表面形貌,并通过α谱仪测量了平面源的α能谱,符合α能峰单一的要求。用2πα、2πβ粒子发射率基准装置测量该平面源的2π表面粒子发射率,达到了检定规程中2π粒子发射率处于1.0×10⁴~2.0×10⁵ min^-1之间、扩展不确定度在3.0%（k=2）以内的要求。建立了用²¹⁰Pb溶液中的²¹⁰Po制备²¹⁰Po标准平面源的新方法,实现了可持续提供²¹⁰Po标准平面源的目标。     

易水湖水下天然中子测量

使用研制的以球形3 He正比计数器为中子灵敏元件的水下中子测量装置对易水湖水下1~25m范围内不同深度处的天然中子进行了测量,并结合相应的蒙特卡罗模拟,获得了易水湖水下不同深度处的低能天然中子产生速率和注量率随湖水深度的变化规律。结果表明:在易水湖水面下方1~10m范围内,低能天然中子产生速率c(cm~(-3)·s~(-1))随深度h(cm)呈指数规律下降,关系式为c=2.7×10~(-5)e~(-0.005 7h),10m以下的变化较为平缓。根据测量结果外推,在易水湖水面附近,水中低能天然中子的产生速率约为2.7×10~(-5) cm~(-3)·s~(-1)(或2.7×10~(-5) g~(-1)·s~(-1))。     

~(238)Pu低能光子源衰变γ能谱识别

利用同轴P型高纯锗探测器,对X荧光分析的~(238)Pu低能光子源进行γ能谱分析,并对~(233)Pa、~(224)Ra、~(212)Pb、~(212)Bi及~(208)Tl的特征γ射线进行分析,确定上述核素的来源。其中,~(233)Pa是生产~(238)Pu的原料237 Np的衰变产物,~(224)Ra、~(212)Pb、~(212)Bi及~(208)Tl均为生产~(238)Pu的副产物~(236)Pu的衰变子核。能量为350、440、844、1 014、1 130、1 266、1 368、1 454keV的γ射线是α粒子轰击源封装材料引起原子核库伦激发或γ射线照射周边环境引起核激发产生。进行效率刻度后,使用γ能谱法计算各放射性核素的活度,并根据放射性平衡计算各放射性核素的质量。通过对~(238)Pu源γ能谱的分析,建立计算放射性同位素活度与质量的方法。     

Target optimization for a 10-MeV E-beam neutron converter

Accelerator-based target design and optimization is an approach for neutron generation. The target plays an important role for a neutron source on an electron accelerator. For optimizing a neutron source using 10 MeV electron beams of Rhodotron-TT200, Pb, Ta, or W alloys with Be were calculated as photo-neutron converter. The neutron yield, flux and energy were simulated using the MCNPX code. The results indicate that a 10 MeV electron beam is capable of producing high-intensity neutron flux of 1013n·cm–2·s–1 with average energy of 0.8 MeV.     

中国工程物理研究院同位素技术研究与应用进展

介绍了中国工程物理研究院核物理与化学研究所30余年来在同位素技术研究与应用方面取得的成果,主要包括医用同位素、放射性药物研发、放射源和辐射伏特效应同位素电池研究等。展望了借助中国绵阳研究堆（CMRR）和强放操作热室群及其附属设施未来要开展的研究任务与产业化工作。谨以此文纪念肖伦院士百年诞辰。     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

Determination of the fatigue crack growth threshold in cold-worked Zr-2.5 wt% Nb in the acoustic frequency range

Using infrared analysis, we found that the reaction rate of gaseous uranium hexafluoride and tritium is determined solely by the rate at which energy from the radioactive decay of tritium is absorbed in the reaction mixture. Because uranium hexafluoride and tritium absorb β-energy with different efficiencies, the reaction rate is somewhat dependent on the initial reactant concentrations. Reaction products include uranium subfluorides and tritium fluoride. A radiochemistry model has been developed that includes β-energy production and absorption in the gas phase to allow calculation of the reaction yield per ion pair formed. With this model it was found that the reaction mechanism does not include lengthy chain propagation steps-only about 10 uranium hexafluoride molecules are consumed for each ion-pair formed in the gas phase. Many possible reaction steps are suggested that could contribute to the observed overall mechanism.     

二甲基羟胺水溶液的脉冲辐解研究

利用脉冲电子束进行二甲基羟胺(DMHAN)水溶液的脉冲辐解研究,对其瞬态光谱中的主要吸收峰作了归属,并初步考察了这些瞬态物种的生长、衰减等行为。研究结果表明,·OH与DMHAN反应生成(CH3)2NO·自由基,测得速率常数为(4.5±0.3)×109mol-1·L·s-1;eaq-与DMHAN反应生成(CH3)2N·自由基,测得速率常数为(1.3±0.04)×109mol-1·L·s-1。     

Production, acceleration and use of radioactive ion beams at Louvain-la-Neuve

The production and acceleration of radioactive beams using two cyclotrons coupled by an electron cyclotron resonance ion source is described. Pure beams of ¹³N(T1/2 = 9.96 min) and ¹⁹Ne(T1/2 = 17 s) with an energy around 1 MeV/amu are obtained with intensities larger than 50 ppA. As an example, cross section measurements using a ¹³N beam on hydrogen and deuteron targets are presented. Finally, the ARENAS³ project, a future plan for the production of radioactive beams in Belgium, is described.     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。