Correction to Measurement of Fission Rates of ^235U and ^238u

For the enrichment of fissile nuclide in detecting foils is not so high, the counts of a certain gamma energy （1 596 keV） measured after irradiation would come from the same fission product of the each nuclide （^235U and ^238U）. Consequently the measured value of distribution of fission rate is not precise due to the blending of the nuclide.     

^238U裂变质量分布系统学及协方差研究

研究~(238)U裂变质量分布的系统行为。所依据的实验数据是Zoller动能法测量的数据,对质量分辨进行了修正,En=2,3,5,7,10,13,16.25,20,27.5,39,50,63,80,99.5,120,137.5,160,200 MeV(如图1),放化法测量的数据也用作参考和比较。 在各个能点的质量分布数据用5(或3)高斯模型进行了拟合:     

^238U、^239Pu裂变质量分布数据的评价

评价了~(238)U、~(239)Pu裂变质量分布数据,其中包括En=1.5,5.5,8.3,11.3,14.9,22.0,27.5,50.0,99.5,160 MeV中子诱发~(238)U裂变和Ep=20.0,60.0 MeV质子诱发~(238)U裂变,及En=0.17,7.9,14.5 MeV中子诱发~(239)Pu裂变。除从国际EXFOR库中检索实验数据外,还从最新出版物和私人通信中得到了一些重要数据。对搜集到的每家数据进行了分析、取舍和必要的修正及误差调整和处理。     

^238U裂变产物传输效率的测定

用气喷咀反冲传输技术将14MeV中子引起~(288)U裂变的裂变产物从照射位置传输到15m远的实验区.氮气作传输气体,KCl作添加剂.活性炭和混合纤维素酯微孔滤膜作阻止、吸附材料.Ge(Li)探测器测得的12个核素的传输效率大都在40—70％之间。     

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。     

碳材料反射中子的238U裂变反应率测量和计算

用小型贫化铀裂变室和俘获探测器测量了D-T聚变中子在碳材料反射体上反射中子引起的^238U裂变反应率分布。比较了无碳材料反射体的测量结果。实验测得的^238U裂变反应率合成不确定度为5．1％～6．4％。实验结果与用MCNP／4A程序和ENDF／B-Ⅳ库数据计算的结果在误差范围内符合。     

14 MeV中子穿过组合材料引发238U绝对裂变率的测量

为检验计算方法与参数，用小型平板铀裂变室测量了铁球壳表面沿赤道方向不同位置14 MeV中子穿透实验模型后引起的。^238U绝对裂变反应率，并与MCNP/4A和ENDF/B-V库数据计算结果相比较。实验总误差为6．1％。     

22 用裂变探测片测量绝对核功率的设想

假设^235U富集度为厂的裂变片的质量是mT，且富集度是以重量百分比表示的，则CEFR绝对核功率可以表示为：     

1.4MeV-5MeV中子诱发~(238)U裂变产额测量

~(238)U裂变产额测量工作在核数据测量中有着重要意义,本工作利用2.5MeV质子静电加速器产生的1.4MeV-5MeV单能中子诱发238U裂变,通过对裂变产物放射性的测量对裂变产物核素~(135)I、~(133)I、~(105)Ru和~(91)Sr的产额进行了测定。照射过程中中子通量用活化法确定。分析了影响实验测量的多个因素,包括用MCNPX程序对中子在靶头及样品中的多次散射和自屏蔽效应进行了修正,对γ射线在样品中的自吸收进行修正等。得到产额数据典型误差为3.5%,最后把测量结果与已有的裂变产额数据进行比对。     

三种铝样品中^232Th和^238U的含量

本文介绍了用HPGe反康普顿γ谱仪分析三种铝样品(L4R,Lr11CR,Cz)中天然放射性核素~(232)Th和~(233)U含量的结果,其中~(233)U的含量为0.8—0.52Bq/kg,~(232)Th的含量为2.3—6.8Bq/kg。     

贫铀/聚乙烯交替球壳中裂变反应率的测量与分析

为校验次临界能源堆的概念设计,采用活化法在贫铀/聚乙烯球壳交替装置上开展14 MeV中子学积分实验。用HPGe探测器测量²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应的裂变碎片¹⁴³Ce衰变产生的293.3 keV特征γ射线,得到装置中与入射D粒子束成90°方向上的²³⁸U(n,f)及²³⁵U(n,f)反应率分布,相对不确定度为5.1%~6.9%。采用MCNP5程序在ENDF/B-Ⅵ库下进行模拟计算,计算结果较实验结果高约5%。     

14.8 MeV中子诱发~(238)U裂变产物产额测量

裂变产物产额作为裂变过程的一个重要参数,其准确测量对有关裂变的很多方面都有重要意义。为了准确测量中子诱发~(238)U裂变产物产额,利用中国工程物理研究院PD-300加速器上的T(d,n)4He反应,产生14.8MeV的中子,诱发~(238)U裂变。辐照过程中,通过金硅面垒半导体探测器监测中子通量的变化。使用Al片作为监测片计算整个照射过程中样品的平均中子通量。辐照结束后,利用高纯锗(High-Purity Germanium,HPGe)探测器测得裂变产物特征γ射线计数,计算得到裂变产物的产额,使用MCNPX软件对中子的多次散射和自屏蔽效应进行修正,并通过计算得到样品和监测片的自吸收修正、中子通量波动因子。得到了95Zr、127Sb、140Ba、147Nd、131I、103Ru等长半衰期产物的累积产额值,并将结果与以前的文献值做了比对,研究结果有助于~(238)U裂变产物产额的分析和评价。     

特定实验条件下中子引发~(238)U裂变率测量可行性研究

用小型平板裂变室测量中子穿透实验模型后引发238U绝对裂变率,掌握小空间测量中子技术。通过对有无反射壳测量结果的比较,得到中子对反射壳反射因数。实验结果与MCNP模拟计算结果比较,以此来检验计算方法与参数。     

中国实验快堆中的238U裂变反应率测量实验研究

由于²³⁸U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO₂（²³⁵U-0.002%）直接进行了²³⁸U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片（²³⁵U-0.335%）、高浓铀片（²³⁵U-90%）组合方式间接进行了²³⁸U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为²³⁸U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。     

22MeV中子诱发~(235)U裂变的质量分布

用γ射线能谱法测定了22MeV中子诱发^235U裂变产额。裂变率用双裂变室测定，得到了29个质量链的产额。     

^238U裂变电离室修正因子及探测响应的蒙特卡罗模拟计算

利用蒙特卡罗(MC)粒子输运程序MCNPX分别计算了用238U裂变电离室测量由加速器产生的14.8 MeV和25.5 MeV准单能中子注量率以及将其推广应用于测量散裂中子源和宇宙中子源的中子注量率时,由电离室结构、电离室气体、空气等引起的对探测器裂变计数率的修正因子,并给出了探测器在各种情况下的探测响应.为解决蒙特卡罗模拟中探测片太薄、统计误差过大的问题,计算中采用了Dxtran球和强迫碰撞两种方差减少技巧,以降低统计误差、提高计算效率.对于源中子谱覆盖范围较宽、抽样效率低的情况,采用了高能和低能两部分能谱分别计算的方法,以提高计算效率.将模拟计算得到的修正因子应用于探测响应的理论公式,得到相应的探测响应,并与MC模拟计算直接得到的探测响应进行了比较,对模拟计算进行自洽性验证.利用伴随α粒子测量装置和电离室同时测量14.8 MeV准单能中子注量率,得出238U裂变电离室对串列加速器上14.8 MeV准单能中子场的探测响应,与MC模拟计算结果进行比较,对模拟计算进行实验验证.     

19.1MeV中子诱发~(235)U裂变质量分布研究

用双裂变电离室测量了靶物质碎片的裂变率，由阈探测器测量了中子能谱，用γ能谱法测量了19．1Mev中子诱发^235U裂变时^95Zr，^147Nd等35种产物核素的产额。并绘制了产额－质量分布曲线。     

21 在БФC-101-1（钚堆芯）上用小型裂变室测量轴向和径向平均裂变截面比σf^9/σf^5

本工作是在БФC-101-1（钚堆芯）临界装置上采用带富集铀（^235U的富集度为90％）和钚（^239Pu富集度为99.5％）涂层的小型裂变室方法测量平均裂变截面比σf^9/σf^5。