石墨的热中子吸收截面测量

本文利用脉冲中子源法测量了一批石墨的热中子吸收截面。测量的几何曲率范围是(0.699—13.26)×10~(-3)厘米~(-2)。由于几何曲率在6.341×10~(-3)厘米~(-3)以上时,实验上得不到恒定的衰减常数,所以用来求热中子吸收截面的几何曲率范围为(0.699—6.341)×10~(-3)厘米~(-2)。石墨密度为1.653克/厘米~3,测量温度为14.5℃。求得石墨热中子吸收截面σ_α=4.03±0.13毫靶,扩散系数D_0=(2.073±0.025)×10~5厘米~2·秒~(-1),扩散冷却系数C=(3.17±0.49)×10~6厘米~4·秒~(-1)。换算到标准条件(密度1.60克/厘米~3,温度20℃),D_0=(2.160±0.026)×10~5厘米~2·秒~(-1),C=(3.41±0.51)×10~6厘米~4·秒~(-1)。     

介质中子宏观吸收截面对相邻中子时间间隔的影响

从原理上推导了有介质吸收作用时被探测的相邻热中子时间间隔公式，用改变介质宏观吸收截面的方法，测量了３种不同宏观吸收截面介质时相邻中子时间间隔变化曲线，对原理进行了验证。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

用穿透法測量天然硼的热中子吸收截面

一、引言在低能核物理的領域中,硼的热中子吸收截面是一个相当重要的常量。由于它有着一个比較大的数值,而且在相当大的能量范围內很好地符合“1/v”規律,所以,它被广泛地采用为測量其他某些有关物理量的“标准”。譬如,它常被应用到测量其他物貭的热中子吸收截面以及中子通量、中子源強度、中子能譜、中子“有效温度”、中子共振能量等方面。正由于它具有这样     

硫酸锰中微量Gd,Sm,Dy,Eu的离子交换分离ICP—AES测定

一、前言在用锰浴法绝对测量放射性中子源(Am-Be)的强度中,为了准确计算中子源的强度,需要对硫酸锰中热中子吸收截面较大的Gd,Sm,Dy和Eu等稀土元素的含量进行测定,以     

特殊中子束流装置特性研究

利用金箔活化法测量了特殊束流装置中心轴线上不同位置处的热中子通量密度比、金镉比、锰镉比以及出口处γ/n的剂量比.束流装置出口处的热中子通量密度约为入口处的1/1 019,出口处γ/n的剂量当量比约为21%.将束流装置出口与入口处热中子通量密度的实验结果与用MCNP/4B程序计算结果进行了比较,两者相差约为5%.     

用超热中子活化分析法测定矿石中金时对减低因子的评价

本文阐述了用超热中子活化分析法测定矿石样品中金时,由于超热中子自屏蔽产生的金的减低情况(或称减低因子),制备了3种不同金粒度范围的合成金矿样,并分别用热中子活化分析方法和超热中子活化方法分析。3种金粒度的范围即:≤53μm、53—150μm和150—250μm合成的矿样,超热中子活化分析结果与热中子活化分析法比较,金分别降低了11%、31%和33%。同时,测得金的标准参考矿物MA-1的减低因子为5%,加拿大CANMET标明,其粒度≥80%的成分小于37μm。     

石墨的热中子扩散长度测量

本文利用恒定中子源法测量了一批高纯石墨的热中子扩散长度,所测石墨的密度为(1.653±0.005)克/厘米~3,温度为(29±1)℃,实验得到扩散长度为54.07±0.59厘米;换算到标准条件(密度1.60克/厘米~3,温度20℃),扩散长度为56.24±0.62厘米。用脉冲中子源法测得的石墨热中子扩散系数D_0为(2.160±0.026)×10~5厘米~2/秒,则从扩散长度计算得到石墨的热中子吸收截面σ_α为3.98±0.10毫靶。     

U~(235)的热中子裂变截面絕对值的測量

用晶体譜仪所給出的单能热中子束(2200米/秒)和載鈾、載硼原子核乳胶,測量了U~(235)的热中子裂变截面σ_f和天然硼的热中子吸收截面σ_B的相对此值σ_f/σ_B。利用巳知的σ_B值(764靶),得到U~(235)的热中子裂变截面绝对值σ_f=582±9靶。这个数值与目前文献上公开发表的大部分結果在誤差范围內符合。本文詳細叙述了具体測量方法,扼要討論了这种測量方法的特点。文章就測量結果进行了討論,指出休斯(Hughes)等在1960年所給出的“世界平均值”稍微偏低了一点。     

热中子透射计测管道油垢方法的初步研究

叙述了利用热中子透射计测石油管道内油垢厚度的原理、实验和结论。实验模拟装置是针对细管道设计的,主要由热中子束发射装置和热中子束探测装置组成。实验结果表明：若用热中子束测量油垢厚度,则很灵敏,测量准确度为1．6mm。若用总中子束测量,则方便但不很灵敏,准确度为4．4mm。     

热中子注量率测量方法研究

研究了金箔激活法和热释光法测量热中子注量率的方法,并对中国原子能研究院101重水反应堆某热中子通道热中子注量率的大小进行了测量,结果表明两种方法测量结果一致性很好,偏差仅为8．8％。     

用半导体探测器测量堆内热中子通量

在一个水铀另功率堆中用载铀的微型金硅面垒型半导体探测器测量了绝对热中子通量。对有关的修正因子作了实验测量。测得堆中心热通量是4.45×10~7n/sec·cm~2,误差是1.6％,和通常的金箔活化法测量的结果在误差范围内符合。     

油垢厚度检测中的入射中子束设计

在中子背散射测量技术中,由于中子的自屏蔽效应,使测量的背散射热中子计数出现非线性,并趋向于饱和,引起测量精度下降,测量范围受到限制。本工作通过简单模型,采用文献提出的技术原理,初步探讨热中子和超热中子入射比对油垢厚度检测中非线性的改善情况。由简单模型和实验测量结果比较可见,采用中子背散射测量油垢厚度时,将热中子和超热中子按一定的比例入射,有助于改善非线性效应,提高油垢厚度检测的水平。     

包镉热释光剂量计测量热中子剂量的研究

在环境辐射监测中,不同材料的热释光探测器(TLD)已被广泛应用,但其中大多数(如CaSO_4、Al_2O_3、Mg_2SiO_4、BeO等)因对热中子不灵敏而不能测量热中子剂量。用包镉热释光剂量计可测量热中子,其特点是:(1)任何能测量X、γ辐射的TLD原则上都可应用;(2)剂量计对单位热中子剂量当量的响应标定不需要反应堆热中子源,可用~(60)Co-γ源代替。     

热中子引起U~(235)裂变的瞬时中子数目分布几率的测量

利用了浓缩硼计数管加重水的中子探测系统及脉冲数目分析器,在我国重水反应堆上对热中子引起U~(235)裂变时发出的瞬时中子数目分布几率F_v(v=0,1,2,…)进行了测量。测量结果与理论及国外数据进行了比较。     

固体径迹探测器测量束流装置内的中子通量密度

在微型反应堆零功率装置上搭建了硼中子俘获治疗拟采用的热中子束流装置。利用固体径迹探测器(SSNTD)测量了束流装置中心轴线上不同位置处的中子通量密度。结果显示,在束流装置入口处中子通量密度为5.39×107cm–2·s–1时,出口处热中子通量密度为5.63×104cm–2·s–1,热中子通量密度衰减到入口处的1/957。而利用热释光(TLD)方法和MCNP/4B程序测量和计算结果分别为1/1032和1/972。     

用于在线测量反应堆内热中子相对通量密度分布的闪烁体光纤探测器研究

闪烁体光纤探测器采用双探头甄别中子信号,利用252 Cf裂变源对探测器系统进行了测试,并与3 He计数管的计数进行了对比。在启明星1#上进行了热中子相对通量密度分布的测量,结合Geant4得到的不同能量段的中子转化率及MCNPX模拟得到的反应堆中子能谱,对探测器进行了相对效率刻度,测试结果与固体核径迹探测器测得的裂变率分布进行了对比。测量结果表明,闪烁体光纤探测器对于252 Cf中子源的响应基本符合点源的衰减趋势,与3 He计数管的测量结果符合较好。在启明星1#热区测得的热中子相对通量密度分布与固体核径迹探测器测量到的结果一致,快区测得的热中子相对通量密度分布与3 He计数管的测量结果及MCNPX的模拟结果符合较好。测量结果为闪烁体光纤探测器的研究提供了较好的实验依据。     

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。     

研究堆辐照孔道内热中子注量率测量方法研究

采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核。分析表明,2种方法得到的数据符合较好,可以相互校核用于其他孔道内的绝对热中子注量率测量。     

156Eu衰变发射的γ射线绝对强度测量

经热中子辐照过的154 Sm样品 ,用离子交换法进行化学分离 ,得到放射性核素156 Eu。用 4πβ γ符合装置测量放射性活度 ,以及用HPGe和小平面Ge探测器测量γ射线数。通过这些测量 ,精确测定了156 Eu衰变发射的γ射线绝对强度。测量结果的不确定度小于 2 %。