用中子活化分析方法分析标准岩石样品

1970年国际微量化学会议报导:国外有人利用反应堆中的超热中子流,对岩石样品进行活化分析,测定岩石样品中痕量的铀和釷。利用超热中子流分析铀、釷的优点是:灵敏度高,不需要经过化学分离步骤。该方法的原理是,利用超热中子与铀~(238)起核反应,生成镎~(239),测量镎277.5Kev的γ射线,就能测定铀含量;利用超热中子与釷~(232)起核反应,生成镤~(233),测量镤~(233)311.8Kev的γ射线,就能测定釷含量。铀含量过多,对测定釷有干扰。但只要将在反应堆辐照过的样品冷却一个月,就能避免铀的干扰。曾用这种方法测定过美国地质调查所的标准岩石     

砂岩中25种元素的中子活化分析—绝对法测定

应用常规活化分析方法处理并辐照岩石及标准样品。照射后的样品用Ge(Li)探测器作无损定量分析,元素的含量用两种方法计算:(1)用标准Au、Co活性求解热中子和超镉中子通量后,利用文献给出的中子截面等核常数计算,即绝对法;(2)为检查绝对法中因引用核参数造成的误差,制备了Ta、U、W、Na、La、Fe、Hf、Ce、K、Lu等元素标准伴随照射,用     

仪器超热中子活化分析岩石样品中的痕量元素

多元素仪器中子活化分析已得到广泛的应用。但由于某些样品的基体十分复杂,大量的1/V核素产生的强放射性,对能峰分析带来困难。因此提出用超热中子活化的方法,选择活化那些共振积分高的核素,相对降低基体中1/V或共振积分低的核素的活性,从而改善分析条件。 本文结合所分析样品的具体特点,提出了对超热中子活化分析的一些评价,并讨论了这一方法的可应用     

中子活化分析法测定岩石和矿物中的痕量金

本文描述了测定岩石和矿物中痕量金的中子活化分析方法。使用两种预分离富集金的方法,一种方法是用王水分解样品,用活性炭纸浆柱动态吸附金,然后将活性炭在650～700℃的温度下灰化;另一种方法是用王水分解样品,用充炭聚氨酯泡沫塑料柱动态吸附金,然后将充炭泡沫塑料在650℃灰化。灰中的金用中子活化分析法测定。这种方法的探测限是0.004ng/g,用金标准参考物检验了本方法的准确度,其结果与推荐值很吻合。讨论了仪器中子活化分析和超热中子活化分析在测金时来自样品中铀裂变产物及~(153)Sm和~(152)Eu的靠近411.8keVγ射线的干扰及校正方法。     

深圳大学微堆的新进展

介绍深圳大学核技术所为解决微堆在运行中遇到的卡棒事故、反应堆容器腐蚀、水质管理等问题所采取的有效措施 ,并对深圳大学微堆环境进行长期监测。同时根据一个研究堆的事故教训进行深入研究 ,在微堆加设置安全监督计算机系统 ,核燃料元件包壳若发生破损 ,则该此系统会自动报警 ,故可严格控制核对周围环境的影响。在抓堆的安全的同时 ,积极开拓应用 :由于采取特殊措施 ,反应堆在额定工况下 ,连续运行时间从约 9h提高到约 4 0h ,提高了微堆运行性能 ,制备放射性同位素成为现实。建立了超热中子活化分析、循环活化分析 ,拓展核技术在医学上的应用 ,并取得了一些成果。     

拓宽微堆的应用

针对微堆注量率低 ,运行时间短 ,制备的中短寿命同位素放射性比度低 ,应用困难。从 2 0世纪80年代以来 ,仪器的微量元素分析技术飞速发展 ,造成中子活化分析的市场日益萎缩。深圳大学根据市场的需要 ,不断进行微堆技术改造。将处于微堆侧面铍反射层中的内辐照管改为超热辐照管和添加顶部铍反射层 ,提高了后备反应性。建立超热活化分析和循环活化分析方法 ,制备了医用放射性玻璃微球。在改善微堆运行性能的基础上 ,拓宽微堆的应用 ,摸索一条新的发展道路。     

中子活化分析参量化的进一步研究——Ⅰ.裂变干扰的参量法校正

112个活化分析感兴趣的(n,γ)反应k_0值的建立,已经使得63种元素的参量法堆中子活化测定成为可能。然而,为了实现堆中子活化分析的全面参量化,尚需进一步解决几个问题。作者对实现裂变干扰和阈反应干扰的参量化修正,以及“远”、“近”测量几何效率的参量化归一提出一些新的建议。 本工作基于~(235)U(n,f)反应在热中子能区的截面服从1/v定律且具有小的Q_0(I_0/σ_0)值,首次建议了“组合核常数”Ik_0,从而实现了堆中子活化分析中裂变干扰的参量法校正。在我院3座反应堆的6个照射孔道上测定了8个主要裂变干扰反应的Ik_0值。这些Ik_0值的堆中子谱无关性质。证实了本法的可靠性。     

山东微堆迈入实际应用

山东微堆1989年5月3日达到临界,现已安全运营200天,累计功率19800KW·h。根据本省任务要求,现安装了6条照射孔道、配备了3套计算机高纯锗γ能谱仪,用于微堆中子活化分析、中子辐照的科学研究和常规应用。1990年9月,山东微堆中子活化分析通过了国家级实验室计     

金及其伴生元素的动力堆中子活化分析

苏联利用动力堆中子活化分析岩石和矿石中的金及其伴生元素含量。被辐照的样品置于电离室备用孔道。该孔道位于活化区外石墨反射层,直径50mm,此处最大热中子流密度为10~9cm~(-2)·s~(-1),温度80—90°C。样品能在这里长时间(几昼夜)被辐照。利用中子活化分析方法测定金基于放射性俘获的~(197)Au (n,γ)~(193)Au (T1/2=65h)反应和记录的41~2KeVγ辐射能。样品破碎到200目,其含金范围为2×(10~(-5)—10~(-3))％。为定量测量利用标准样P3C-1和P3C-2,其含金量分别为5.21×10~(-3)和9.4×10~(-5)％。被辐照的样品放入聚乙烯安瓿中(直径和高分别为40和20mm),样品质量为15—20g。不仅用全谱中子流还要用镉上中子进行辐照(在后一种情况下安瓿被厚度为O.5mm的镉屏围绕。)。辐照时间与金含量多     

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。     

Design of a permanent epithermal neutron irradiation site in the Syrian MNSR

A permanent epithermal neutron irradiation site was designed in the Syrian Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) by using cadmium as a thermal neutron shielding material. This site was designed by Cd-shielding the internal surface of the outer aluminum tube of the FOIS (First Outer Irradiation Site) in the MNSR. The MCNP-4C calculations showed that, to have a permanent epithermal neutron irradiation site for the ENAA using the cadmium, it is necessary to add the top beryllium shims of the reactor to compensate for the reactivity losses due to the neutrons absorption in the cylindrical cadmium shell. The activation detectors were used to measure the thermal and epithermal neutron fluxes in the FOIS. Distribution of the thermal neutron flux along the vertical direction of the outer irradiation capsule used in the FOIS has been found using MCNP-4C code, and experimentally by irradiating five copper wires. Good agreements were obtained between the calculated and the measured results.     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度

微型中子源反应堆的反应性和中子通量密度有一定的关系。文章提出了用氙中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度对原理和测量条件进行了讨论该方法新颖，比活化法简单，不需要外加设备，满足工程对精度的要求。     

DETERMINATION OF IMPURITY ELEMENTS IN ALUMINIUM

Twenty five impurity elements in aluminium applied as reactor material are determined.Titanium and nickel are determined with epithermal neutron activation analysis(NAA),magnesium and silicon by inductance coupling plasma emission spectra(ICP),other elements by thermal NAA.The fission coefficient of uranium is given by an experiment,the interferences of uranium to Ce,Nd,Mo,Zr,La,Sm are subtracted.The detection limits of these methods to all of impurity elements in aluminium are calculated.     

Design of the thermal neutron beam for neutron radiography at the Syrian MNSR

Neutron beam design was studied at the Syrian reactor (MNSR, 30 kW) with a view to generating thermal neutron beam in the vertical irradiation sites for neutron radiography. The design of the neutron collimator was performed using MCNP4C and the ENDF/B-V cross-section library. Thermal, epithermal and fast neutron energy ranges were selected as <0.4 eV, 0.4 eV–10 keV, >10 keV, respectively. To produce a good neutron beam quality, bismuth was used as photon filter. In this design, the L/D ratio of this facility had the value of 125. The thermal neutron flux at the beam exit was about 2.548 × 10⁵ n/cm² s. If such neutron beam were built into the Syrian MNSR many scientific applications would be available using the neutron radiography.