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1.
北京HI-13串列加速器的能量刻度 总被引:1,自引:1,他引:0
利用 ̄(27)Al(p,n) ̄(27)Si中子阈反应的阈能E_(th)=5.7969MeV, ̄(12)C(p,a_O) ̄9B共振反应的共振能量E_γ=14.23075MeV以及对 ̄(14)N(p,p_O) ̄(14)N、 ̄(14)N(p,d_O) ̄(13)N反应用动量匹配法,在交叉能量为E_c=17.1647MeV等3个能量点对北京HL-13串列加速器作了刻度。得到加速器分析磁铁常数K(keV·u/MHz ̄2)=43.6210+1.293×10 ̄(-5)E_b(keV),是能量的弱函数,在质子能量为E_p=14.23075MeV时,加速器的能量分辨是(ΔE/E)_r=1.8×10 ̄(-4),其能量稳定度为(ΔE/E),=3.2×10 ̄(-4)。 相似文献
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在10 ̄(-5)_eV-20MeV中子能量范围内对天然汞的中子核数据进行评价。评价内容包括总的、弹性、去弹、总非弹、30条分立能级、连续非弹、(n,2n)、(n,3n,)、(n,n'P)、(n,n'α)、(n,P)、(n,α)、(n,d)、(n,t)和(n,γ)截面;次级中子角分布;双微分截面(DDCS);γ射线产生数据等。评价根据有效实验数据(至1993年)和UNF-92 ̄[1]理论计算。评价数据以ENDF/B6格式录入中国评价核数据库CENDL-2.1版(MAT=1800),并提供核工程有关部门使用。 相似文献
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模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定 总被引:3,自引:0,他引:3
描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法,给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为3.2×10 ̄9s_(-1),测量灵敏度为1g ̄(235)U/每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为3.3×10 ̄4MWd/t(U)时,每篮壳中 ̄(244)Cm自发裂变的中子发射率为8.92×10 ̄4s_(-1)。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的0.1%、测量时间为10min时,残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±14.4%(2σ)。 相似文献
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对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验,辐照温度为610K,快中子注量为4.2×10 ̄(24)m ̄(-2)(E>1.0MeV)。试验结果表明,Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生长应变可用G=A(φt) ̄n或G=B+C(φt)表达式描述,两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。 相似文献
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文章叙述钚处理设备物料滞留量监测仪的研制及其有关设备中和管道内钚的总α放射性的测量方法。监测仪硬件主要包括:可携式平面型HPGe探测器;φ50mm×60mmNaI(T1)探测器,可调γ射线束准直系统;ORTEC92X-W_2能谱控制系统和AST-286计算机。软件主要包括Mae-stro ̄(TM)forWindow3和PHOUP1滞留量用户软件。采用MCNP软件对复杂设备内钚源项γ射线到达设备外测量点的几率进行蒙特卡罗计算。采用多位置测量数据平均的方法来减小源项分布不均匀性的影响。在长寿命裂变产物γ剂量场为0.8×10 ̄(-10)C/kg·s的环境下,监测仪对附着在3-8mm厚钢板上的模拟钚源的α放射性探测灵敏度好于3.7×10 ̄6Bq/kg(钢板)。 相似文献
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用逆流萃取串级实验方法研究动力堆乏燃料后处理流程中(包括lA、lB、2A、2B、lC、2D槽)Tc的走向及其影响因素。采用模拟料液的串级实验结果表明,lA槽中影响Tc的回收率的主要因素是料液中的c(HNO_3)及c(Zr(NO_3)_4)。按推荐工艺流程条件,lA槽:DF_(Tc)=6.5,c(HNO_3)=2.0mol/l;DF_(Te)=7.8,c(HNO_3)=3.0mol/l;lB槽:DF_(TC)≈560—770;2A槽:DF_(TC)=370;2B槽:DF_(TC)=1.2;lC槽:DF_(TC)=1.1;2D槽:DF_(TC)=30.3。 相似文献
10.
对于 ̄(90)Sr ̄(90)Y处于平衡的样品,用100%TBP萃取 ̄(90)Y,C_2H_5OH-NH_4OH沉淀反萃,再以Y_2(C_2O_4)_3沉淀制源,在低本底β计数器上测量,以此快速分析食品和环境样品中 ̄(90)Sr的含量。方法对 ̄(137)Cs、 ̄(60)Co、 ̄(144)Ce和 ̄(147)Pm的去污系数均大于10 ̄3。全流程回收率大于70%。干草和奶粉以及土壤的最小探测限分别为0.2和2Bq·kg ̄(-1)。分析4个样品在8h内完成。IAEA标准物质的分析结果均处在其标准值范围之内。 相似文献