熔岩玻璃体239Pu在地下水中的迁移模拟研究

针对内华达核试验场CHESHIRE地下核试验状况和近场水文地质参数,建立了熔岩玻璃体²³⁹Pu的溶解释放和迁移模型。估算了熔岩玻璃体释放产生²³⁹Pu的速率,将释放出的²³⁹Pu分为溶解态和胶体态,以软件FEFLOW作为建模工具,数值模拟了10万年内溶解态²³⁹Pu和胶体态²³⁹Pu在地下水中的污染羽分布。模拟结果表明,溶解态²³⁹Pu不能发生远距离迁移,影响迁移的关键参数是分配系数,当分配系数大于10 mL/g后,可忽略溶解态²³⁹Pu的远距离迁移;胶体态²³⁹Pu在爆心下游形成较固定的污染晕,距爆心1.3 km处的胶体态²³⁹Pu的模拟活度浓度长期处于10^-2 Bq/L;影响胶体态²³⁹Pu迁移的主要因素包括熔岩玻璃体的溶解速度、熔岩玻璃体释放²³⁹Pu形成胶体态²³⁹Pu的比例、岩层渗透系数。由模拟结果可见,只有当²³⁹Pu形成胶体粒子后才可能发生远距离迁移。     

238U/235U裂变截面比与俘获裂变截面比测量分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁸U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与²³⁵U的截面比值来获取²³⁸U的相关数据。本工作采用活化法测量²³⁸U与²³⁵U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σ⁸_f/σ⁵_f与σ⁸_c/σ⁵_f),获取²³⁸U的截面数据并与MCNP计算结果进行比较。结果表明,CEFR的轴向转换区或反射层位置为最佳增殖区域。     

用产额比测量~(235)U/~(238)U同位素丰度比

用裂变产额比法测量了样品中235 U/238 U同位素丰度比。样品受14.8MeV中子短时间辐照后,用HPGe谱仪系统跟踪测量其γ能谱,从各自的特征峰分析得到不同裂变产物的加权平均产额,得到了若干对产物核素的产额比与丰度比的相关曲线。     

不同235U快裂变缓发中子群参数比较和验证

分析了ENDF/B7、JEFF3.1、JENDL3.3、CENDL2.2及Keepin数据中的²³⁵U快裂变缓发中子群参数的差异,通过CFBR-Ⅱ堆超瞬发临界实验检验了这几套缓发中子数据的准确性。检验结果表明,用于计算反应堆反应性,Keepin缓发中子群参数仍比数据库数据准确;数据库数据中,JEFF3.1的8群结构数据好于其他数据库6群结构数据。     

235U快中子核反应截面协方差评价

本文基于最小二乘不确定度传递方法,建立²³⁵U中子裂变核反应截面模型依赖型与非模型依赖型协方差评价体系。通过针对实验测量较丰富的中子反应总截面、辐射俘获、(n,2n)等核反应实验数据不确定度源项分析,为协方差评价提供实验基础,并给出对应核反应截面的非模型依赖型协方差评价数据。通过开展快中子能区²³⁵U核反应理论模型参数灵敏度计算与分析,导出实验测量缺乏的核反应截面模型依赖型协方差评价数据。经上述系统评价,所得协方差数据与核反应截面中心值研究过程自洽、物理合理,并按国际标准ENDF-6格式输出,便于核工程用户使用。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发235U裂变的99Mo产额绝对测量

用HPGe γ能谱法绝对测量了0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发²³⁵U裂变产物⁹⁹Mo的产额,使用双裂变室测量了样品辐照过程中的裂变率,应用MCNP ⅣB模拟了铀样品中的中子能谱,并讨论了非主中子的各种来源对产额数据的影响。得到⁹⁹Mo在0.57、1.0和1.5 MeV的产额分别为6.61%、6.62%和6.28%。本工作与美国阿贡实验室的结果有15%以上的相对偏差,主要是由引用的衰变数据不同引起。对阿贡实验室数据进行校正后,本工作与阿贡实验室数据的相对偏差处于实验不确定度范围内。     

主动法缓发中子探测金属铀的~(235)U丰度

主动法缓发中子监测U材料被认为是核查技术的有效手段之一.本文建立了特定的模型,以数值模拟D-T中子诱发相同质量、不同~(235)U丰度的金属铀裂变产生的出壳缓发中子及BF_3探测器所能产生的响应,验证了特定情形下主动法D-T中子源诱发金属铀裂变,测量其缓发中子反演~(235)U丰度的可行性.     

缓发中子计数法测铀装置的改进

我院缓发中子测铀装置从1983年底投入使用至今的两年里,分析了一万多个含微量铀的样品,其中绝大多数是地质化探样品,特别是水系沉积物和土壤样品。这些样品的铀含量一般在零点几到几个ppm之间,用化学荧光比色法很难测得准确,而缓发中子计数法测微量铀的相对统计误差可小于5％。本方法在地质化探方面的效果是很显著的,图1和图2是荧光比色法和缓发中子计数法同时分析某地区地质化探样品后标出的铀含量的等值图。在图1中荧光比色法标出了8个铀含量高于3ppm的异常     

中子活化与缓发中子法测定岩矿中U、Th、K

石油地质勘探、岩矿成份分析等许多方面,都对天然放射性元素U、Th、K的测定提出     

239Pu在板岩和土壤中的吸附

通过研究239Pu在地质环境中的迁移行为,为废物处置工作提供基础性数据和技术依据。以研究区的地质介质千枚状板岩和土壤为样品,利用静态实验方法,研究了核素239Pu在这2种介质中的吸附行为特征。实验结果表明,随着液固比的减小,溶液中钚的浓度均降低,说明随着颗粒样品的增多,钚的吸附量增加,而吸附分配系数均降低。吸附分配系数随着CO2-3浓度的增大而呈下降趋势,溶液中CO2-3的存在不利于钚的吸附。钚在板岩和土壤中的吸附行为可用Freundlich吸附等温式来描述。     

高钚含量样品中α能谱法分析~(237)Np的可行性研究

通过对244 Cm的α实验谱进行拟合得到单能峰的峰形参数,采用随机抽样技术表征谱计数的统计涨落,建立了一种模拟半导体α能谱的方法。利用该方法模拟238Pu和243Am的α能谱,与实验谱基本吻合,证明了方法的可靠性。在此基础上,研究了239Pu对237Np的α能峰的影响,结果表明,当239Pu与237Np的活度比A(239Pu)/A(237Np)≤10时,通过解谱得到的A(239Pu)/A(237Np)与设定值的相对偏差≤2.0%。对于A(239Pu)/A(237Np)约为3 000的样品,如果对钚的去污系数达到300以上,则可由α能谱法测量样品中的237 Np。     

有源中子计数法测量铀总量方法研究

含铀物料中铀总量是核材料衡算与控制中最关注的信息之一,因非破坏性测量分析方法(NDA)不破坏样品,不产生二次废物,可对样品整体测量,因此常用作含铀物料中铀总量的测量分析.本研究基于有源中子计数法建立测量含铀物料中铀总量的新方法.对10组铀的标准样品进行测量分析,结果表明,测量误差为1.7％,小于5％,达到非破坏性分析技...     

基于加速器质谱的尿中239Pu测量方法研究

239Pu作为一种长寿命极毒核素可通过吸入、食入和伤口渗入等途径进入人体,给工作人员造成内照射危害。目前一般采用尿样测量的方法评价职业人员内照射,现有尿中钚的测量手段有低本底α谱仪、热电离质谱仪、电感耦合等离子体质谱仪及加速器质谱仪等。加速器质谱对²³⁹Pu的测量可达更低的探测限,这对准确评价工作人员内照射剂量具有重要意义。利用中国原子能科学研究院自行研制的加速器质谱仪开展了尿中²³⁹Pu的前处理流程研究及²³⁹Pu高灵敏测量方法研究,方法检出限为1.1 μBq（0.47 fg）,该方法可为保障工作人员的辐射安全提供技术支持。     

通过测量模拟样品中236U与238U原子个数比估算燃耗的探索研究

自然界中²³⁶U与²³⁸U原子个数比约10^-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中²³⁶U与²³⁸U原子个数比不同,一般为天然²³⁶U与²³⁸U原子个数比的10⁷～10¹¹倍。通过测量环境样品中的²³⁶U与²³⁸U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱（MC-ICP-MS）技术测定²³⁶U与²³⁸U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。     

基于脉冲幅度谱的3He正比计数管中子散射谱仪探测系统关键参数测定方法

中子散射谱仪探测系统各部件性能参数需相互匹配,准确的参数测定方法利于改进谱仪探测系统的实际性能,提高物理实验数据质量（可信度等）。本文基于³He正比计数管中子散射谱仪探测系统,开发了脉冲幅度甄别器甄别阈、核辐射探测器工作电压以及气体核辐射探测器性能参数的脉冲幅度谱测定方法,这些方法较传统的积分曲线测定方法、坪曲线测定方法以及电压-电流曲线测定方法具有测量时间短、准确度高、应用范围广等优势。