萃取色层法测定90Sr时消除210Bi干扰的修正方法

²¹⁰Bi是环境样品分析⁹⁰Sr过程中最重要的干扰核素之一。在二（2-乙基己基）磷酸酯(Bis（2-ethylhexyl）phosphate,HDEHP)萃取色层法分析⁹⁰Sr过程中,通过对淋洗液分段收集、测量并绘制淋洗曲线,发现铋、钇完全被吸附在色层柱上且二者无法完全分离,导致⁹⁰Sr测量结果偏高。对于部分环境样品（如土壤、气溶胶等）,²¹⁰Pb-²¹⁰Bi的含量远高于⁹⁰Sr-⁹⁰Y,必须采取进一步的除铋措施。过柱分离后残留的²¹⁰Bi可以通过Bi₂S₃沉淀的方法去除;未进行Bi₂S₃沉淀除铋或除铋不完全时²¹⁰Bi仍有残留。因此推荐一种利用衰变规律通过对样品源重复测量、运用公式修正的方法消除²¹⁰Bi干扰。试验结果表明：²¹⁰Bi与<...     

脉冲高度权重技术测量197Au中子俘获截面

脉冲高度权重技术是利用C_6D_6探测器测量中子俘获截面的一种数据处理方法。在中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角白光中子源(Back-n)靶站上,通过测量金靶(~(197)Au)的中子俘获截面,验证了该方法的可靠性。首先利用Geant4蒙特卡罗程序模拟给出了不同靶条件下的探测器效率,脉冲高度权重函数等基本项,使得加权后的探测器效率与γ能量成正比。然后通过实验测量了~(197)Au中子俘获截面。结果表明:测量获得的中子俘获截面数据和ENDF/B-VⅢ.0评价数据相符合,同时发现随着实验靶尺寸的不同和质子束功率的增加,会使得实验本底的扣除误差越来越大。     

铝基碳化硼材料10B面密度测试系统设计

设计了一种铝基碳化硼材料中¹⁰B面密度的测试系统。该系统采用球形³He正比计数器作为热中子探测器,以厚度为75 cm的高纯石墨慢化镅铍中子源后的出射中子作为实验源项。为屏蔽中子和γ射线,在慢化层外包裹有厚度为5 cm的含硼聚乙烯层和2 cm厚的铅层。设计了测量用准直系统,试验时,将面积大于探测器两倍的片状样品置于准直器前,测量有无样品时的探测器计数率,两者比较可得材料的热中子透射率。建立了标准样品的¹⁰B面密度与热中子透射率关系,采用对数插值的方法,通过测量待测样品的热中子透射率计算其¹⁰B面密度。实验测试结果表明,利用该系统可快速无损地测量材料中热中子吸收元素的面密度,且测量误差和测量不确定度都在合理的范围。     

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。     

用转移反应研究6He奇特核体系的光学势

由于受到放射性束强度弱、品质差的限制,奇特核体系的光学势性质一直是亟待解决的国际难题。本工作利用稳定束的转移反应作为探针,深入研究了反应出射道奇特核体系的光学势性质。利用中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器在近库仑位垒能区高精度测量了⁷Li+⁶³Cu、²⁰⁸Pb的弹性散射以及单质子转移反应角分布,并利用扭曲波玻恩近似（DWBA）和耦合反应道（CRC）方法对实验数据进行了拟合,抽取了出射道⁶He+⁶⁴Zn、²⁰⁹Bi晕核体系的光学势参数。所得参数可重现文献中已有的6He体系的弹性散射角分布,验证了这种方法的可靠性。对所得势参数的能量相依性的分析表明,在重体系⁶He+²⁰⁹Bi中,基于因果律的色散关系并不适用,其潜在的物理原因还需进一步深入研究。     

CTBT气溶胶γ能谱的能量漂移校正方法

CTBT放射性核素台站气溶胶样品通常采用HPGe γ谱仪系统测量,能量刻度是核素识别的关键。针对放射性核素台站气溶胶γ能谱存在的能量漂移问题,提出了一种基于²¹²Pb、²¹²Bi、²⁰⁸Tl、²¹⁰Pb、⁴⁰K和⁷Be等天然放射性核素γ射线的能量漂移校正方法。测试结果表明,该能量漂移校正方法能有效校正能谱中γ峰能量偏差。     

用于快中子能谱测量的6LiF夹心半导体谱仪

本文介绍了^{6LiF夹心谱仪的测量原理、自行设计研制的6LiF夹心半导体谱仪探头结构及电子学系统组成等。在热中子场中测试了夹心谱仪的性能,获得了α粒子峰、T粒子峰及“和”峰在多道上的位置与能量分辨率,并用T粒子与“和”峰两个能量点的峰位对谱仪系统进行了能量刻度。分别用效应探头和本底探头测量了临界装置表面的效应谱和本底谱,当效应探头采用的6LiF镀层质量厚度为186 μg/cm2时,6LiF夹心谱仪对热中子的能量分辨率为363 keV,测量中子最佳能区为0.3~7.5 MeV,在该能区内,本底谱约占1%。}     

中子俘获反应截面在线测量技术研究

利用γ全吸收型4π BaF₂探测装置,对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束,通过⁷Li(p,n) ⁷Be反应产生中子,构建了keV能区中子源实验条件,经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4π BaF₂装置在线测量(n,γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联,测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算⁹³Nb(n,γ)⁹⁴Nb和¹⁹⁷Au(n,γ)¹⁹⁸Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对,检验了4π BaF₂探测装置和(n,γ)反应截面在线测量技术,为在中国散裂中子源（CSNS）上顺利开展(n,γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。     

235UF6和238UF6同位素分子共振能量转移研究

本文利用长程力碰撞理论计算了²³⁵UF₆和²³⁸UF₆同位素分子间ν₃振动能量的近共振碰撞转移过程,得到了不同温度下共振函数随能量差变化的曲线,发现共振函数的宽度随温度的升高而增大。计算了不同温度下共振转移几率和共振转移速率,发现它们随温度的升高而减小。可见,²³⁵UF₆和²³⁸UF₆同位素分子的平动会降低其共振转移几率和共振转移速率,这为激光光化学法分离铀同位素提供了理论依据。     

三维并行程序JSNT对HBR-2装置的屏蔽计算与分析

屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全。JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标（S_N）中子/光子输运程序,采用区域分解实现大规模并行,具有较高的计算精度和计算效率。本文利用JSNT对HBR-2装置进行屏蔽计算,分析了辐照监督管处和中子剂量测量仪处的中子通量密度分布以及6个核素的放射性比活度,并与实验测量值进行了比较,发现网格划分对计算结果有较大影响,随着网格的加密,计算结果趋于实验值;除在中子剂量测量仪处的²³⁷Np(n,f)¹³⁷Cs和²³⁸U (n,f)¹³⁷Cs外,计算结果与测量值的相对偏差均小于20%,满足工程要求。     

Y2-x-yBixEuyMgTiO6荧光粉的发光特性研究

双钙钛矿因其结构灵活、易于掺杂、热稳定性好等优点,成为近几年的研究热点。稀土掺杂双钙钛矿基质材料的光致发光研究常见报道,但和热释光有关的研究较少。本文采用高温固相法合成了Bi³⁺和Eu³⁺共掺的Y_2-x-yBi_xEu_yMgTi O₆(0≤x<1,0≤y<1)系列样品,并测量了样品的X射线衍射谱(X-ray Diffraction,XRD)、光致发光光谱(Photoluminescence,PL)和热释光谱(Thermoluminescence,TL)。XRD分析表明：样品的晶体结构均为单斜晶系P2₁/n,Bi³⁺和Eu³⁺通过替代Y³⁺而掺入Y₂Mg Ti O₆中;PL表明：样品最佳掺杂浓度为x=0.01、y=0.20,该样品在620 nm附近有较强的红光发射(对应Eu³⁺的⁵     

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。     

示踪核素比活度在其不确定度范围内的变化对CIEMAT/NIST方法测量结果的影响

在中国计量科学研究院电离辐射研究所的双管符合液闪分析仪上,开展放射性医用核素⁹⁹Tc^m比活度的实验测量,并深入研究CIEMAT/NIST方法中由于示踪核素³H比活度自身不确定度对实验结果带来的影响。实验结果表明,液闪系统的通用曲线（自由参数随淬灭指示参数tSIE变化的曲线）对示踪核素比活度较敏感,进而会影响到被测核素⁹⁹Tc^m的探测效率和比活度测量值。对于采用扩展不确定度为3%的³H示踪核素,当其比活度在其不确定度范围内发生变化时,最终测量得到的⁹⁹Tc^m比活度有近1%的变化。     

AMS-14C样品制备系统的研制及其性能研究

为了开展加速器质谱仪（accelerator mass spectrometry, AMS）在¹⁴C测量方面的研究,研制了可采用锌法、氢法、氢化钛法制备¹⁴C样品的装置,该制样系统以石英玻璃为主要结构材料,分为以下三个单元：系统真空维护单元、CO₂纯化单元和CO₂还原单元。为验证此装置的可靠性,进行了系列 ¹⁴C样品的制备实验,得到的石墨产率基本达到80%,同时对商业碳粉、树木的含碳量与实验过程中测量区域对应的CO₂量进行了线性拟合,结果呈现明显的线性关系。对一批标准样品和本底样品进行AMS测试,结果显示每个样品¹²C^-的引出束流均大于20 μA,系列空白样品的测量结果表明,¹⁴C/¹²C丰度比平均值为1.061×10^-15,样品制备系统稳定且在制样过程中引入的碳污染较小,符合制样要求,现代木头样品的AMS绝对测量值为（9.13±0.05)×10^-13,与预期值~9.0×10^-13相符合。上述结果表明,该系统结构紧凑,能避免相互污染,高效且便于操作,满足AMS对¹⁴C样品的测试要求。     

热中子诱发239Pu裂变的85Krm、87Kr和88Kr产额测量研究

中子诱发²³⁹Pu裂变的⁸⁵Kr^m、⁸⁷Kr和⁸⁸Kr的产额是重要的核参数,目前国外实验数据较少而国内尚未见实验报道。基于西安脉冲堆跑兔系统辐照Pu靶开展了热中子诱发²³⁹Pu裂变的⁸⁵Kr^m、⁸⁷Kr和⁸⁸Kr的产额测量研究。纯化后的钚溶液通过滴定后阴干的方式制靶,靶辐照后结合γ无损分析和气-固分离制源测量等方式测量裂变产物。采用有机玻璃扁平面源等效石英管源、不锈钢大面源等效气体源,并结合蒙特卡罗模拟实现了3类实验样品的γ能峰探测效率曲线的等效法刻度。以相同方式制备的²³⁵U靶开展气-固分离制源实验验证了钚靶中⁸⁵Kr^m、⁸⁷Kr和⁸⁸Kr气体释放率的一致性。根据实测目标产物与⁹⁹Mo的相对产额,以ENDF/BⅧ.0评价数据库中^...     

HPGe γ谱仪测量级联γ辐射152Eu、133Ba、60Co核素活度的方法

给出了HPGe γ谱仪测量级联γ辐射核素活度的一种实用方法,在探测器与样品之间放置一定厚度的水吸收层,能够很好降低探测效率,显著降低级联γ符合效应和偶然符合效应的影响。实验表明,TC-45样品中¹⁵²Eu、¹³³Ba、⁶⁰Co核素活度的探测效率和测量活度相对偏差随水吸收层厚度增加遵循指数衰减规律,当厚度增加到70 mm以上,其测量活度相对偏差小于4%。     

keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

板状Bi样品泄漏中子和γ谱实验测量与模拟计算

通过飞行时间法,测量了氘氘脉冲中子与不同厚度209Bi样品作用后61°和119°方向的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱,样品尺寸分别为30 cm×30 cm×5 cm、30 cm×30 cm×10 cm和30 cm×30 cm×15 cm。采用BC501A液体闪烁体探测器测量0.8～3.2 MeV能区的泄漏中子飞行时间谱,钾冰晶石探测器（CLYC）测量0.2～0.8 MeV的泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱。用MCNP-4C程序对泄漏中子飞行时间谱和泄漏γ能谱进行了模拟计算,²⁰⁹Bi的评价中子核数据分别采用了CENDL-3.1库、ENDF/B-Ⅷ.0库、JENDL-4.0库以及JEFF-3.3库中的数据,模拟结果分别与实验结果进行比较分析,研究结果表明,泄漏中子谱CENDL-3.1库的模拟结果在119°方向弹性峰位置有较严重的低估现象,JENDL-4.0库在1.5 MeV附近（第二非弹能区）有一定高估,而在低能区有明显低估;泄漏γ能谱JENDL-4.0库和JEFF-3.3库的模拟结果与实验结果偏差明显,而CENDL-3.1库符合较好。     

SF6示踪剂远程泄漏监测系统设计及性能

非放射性气体示踪技术是一种常用的泄漏检测技术,SF₆是常用的气体示踪剂。对一些特殊检测场所,如贮存放射性和有毒有害气体的容器的泄漏监测,建立示踪剂在线采样和分析系统十分必要。本文阐述了SF₆示踪剂多监测点在线监测系统的设计思路和主要功能模块流程。该系统的样品消耗量小,可通过压力控制减小样品消耗。实验证实,系统运行对色谱基线无影响,同一样品通过不同监测通道在不同时刻的分析结果的相对标准偏差小于1%,不同监测通道样品无交叉污染,采样点的温度、压力监测结果与就地仪表监测精度相当。     

237Np/235U裂变截面比和俘获裂变截面比的测量与分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁷Np的裂变截面和俘获截面较困难且误差很大,根据CEFR采用UO₂燃料的特点,可通过测量²³⁷Np/²³⁵U裂变截面比和俘获裂变截面比以获取²³⁷Np的相关数据。本文通过分析截面比的测量结果得到²³⁷Np的较重要数据,为后期在CEFR上进行²³⁷Np嬗变研究和²³⁸Pu生产提供了数据支持。