硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。     

GEM热中子探测器中硼转换体研制

本文介绍基于气体电子倍增器(GEM)的热中子探测器中硼-10转换体的制备过程。硼粉为原料,经研磨、真空高压烧结,制备成硼靶,实验表明靶物质中硼化物含量与烧结炉的真空度密切相关。探讨了热中子转换体的衬底条件和制备方法。以镀铝聚酰亚胺膜为衬底,研究热中子转换体硼膜的制备方法。用脉冲激光沉积(PLD)法,在100℃衬底温度下得到硼覆盖层,生长速率为0.56nm/min。XPS成分测定表明,覆盖层由硼及硼化物组成,可用作中子转换体。     

微量硼的热中子瞬发γ射线分析方法

反应堆热中子束流引起地质样品中硼的~(10)B(n,αγ)~7Li反应,用HPGe探测器测量其反应的478 keV瞬发γ射线峰面积,与标准样品比对,得到30个地质样品中硼的含量为8×10~(-6)～160×10~(-6),相对误差为16%～5%。     

热中子辐照提高掺硼YBaCuO超导体Jc的研究

掺杂天然硼的熔融织构生长（Ｍｅｌｔ－ｔｅｘｔｕｒｅｄＧｒｏｗｔｈ）的ＹＢｘＢａ２Ｃｕ３Ｏｙ（ｘ＝０．０１５,０．０３５）超导体经注量为５＊１０＾１７ｃｍ＾－２的热中子辐照后,磁临界电流密度Ｊｃ增至３．８倍。＾１０Ｂ（ｎ,α）＾Ｌｉ、＾７Ｌｉ＊（Ｑ＝＋２．７９ＭｅＶ）核反应出射的高能粒子能在超导体中产生均分布的,可以作为磁通钉扎中心的辐照伤,以便提高Ｊｃ。掺硼超导体热中子辐照后射性副产物的半衰期较短     

六氟化铀中痕量锑的分光光度测定

本法测定六氟化铀中的锑,是在7.5N盐酸介质中,有硫酸铵及硝酸钾的存在下,用醋酸异成酯将锑(V)萃取分离后,在pH1.5的缓冲溶液中与乙基紫溶液振荡反应,在有机相生成紫蓝色络合物。于波长592 mm处进行分光光度测定,其摩尔消光系数为9.1×10~4。锑含量在0.2～2.0μg/5 ml范围内服从比尔定律。其精密度为7.4%,本法可检出0.2 ppm锑。     

热中子吸收材料特性模拟计算与分析

以核反应堆为中子源,通过蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)方法计算的手段,分析了几种热中子吸收材料的特性,并总结出将热中子吸收材料用于建立超热中子辐射场时的一般规律,从而优选出适用于建立超热中子辐射场的热中子吸收材料.     

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。     

提高六氟化铀中硅回收率的稳定性

文章针对六氟化铀中杂质元素硅加标的回收率不稳定,对硅回收率低进行原因分析,通过对末端因素逐一分析,找出了主因,制定对策,使硅加标回收率控制在95%~105%之间,优于设定的90%~110%之间的目标值,达到了质量控制的目的,解决了生产中急需解决的问题,为企业间接地创造了效益,同时提高了员工的技术素质。     

六氟化铀中微量硅的分光光度测定

本法是用分光光度法测定六氟化铀水解液中的硅。对其中的氟离子用硼酸掩蔽。在0.3N盐酸介质中,使硅与钼酸铵生成黄色络合物,在草酸存在下用甲基异丁基酮萃取分离,当无水乙醇存在时,用氯化亚锡还原,生成硅钼蓝。以试剂空白做对照,在波长632 nm处,进行分光光度测定。本法的测定范围为0.5—5.0 μg/5 ml,其摩尔消光系数为1.1×10~4,精密度为3%,可检出3 ppm硅。     

阳离子交换分离-发射光谱法测定金属铀或八氧化三铀中微量硼

文章叙述了阳离子交换分离-发射光谱法测定金属铀或八氧化三铀中微量硼的方法。在试样溶解和蒸发过程中,采用甘露醇络合硼以防止硼的蒸发损失,用阳离子交换分离法将硼与大量铀及其它多种阳离子分离后,用以氟化钠为外加基体,铍为内标,平头石墨电极,交换电弧为激发光源的溶液干渣光谱法测定硼。取样0.4g时,测定下限可达0.012ppm。此时方法的相对标准偏差为±18%,当硼含量为0.04ppm时,相对标准偏差为±9%,方法回收率为108-111%,方法简单、快速、测定下限低、干扰小,经与其它分析方法核对数据,证明方法可靠,可满足测定要求。     

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.     

六氟化铀低温红外光谱

自40年代,六氟化袖(UF。)的红外和拉曼光谱已有很多研究者作了大量工作.70年代中期随着激光技术用于铀同位素的分离,并取得了一些令人鼓舞的进展,因此UF。红外吸收光谱的研究,特别是对其吸收带结构的研究引起了人们重视。新的实验结果时有报道。除对基频进行更精确地测定和确定更多的组频、倍频位置外,还在228K和256K温度下测定了铀同位素频率位移(△;:,八,,‘);利用低温喷咀技术在40K一50K温度下对,:带     

铀及某些裂变产物元素在HCl-阴离子交换树脂体系中的分配系数测定

一、引言元素在离子交换树脂上的吸附性能,通常以元素在该体系中的分配系数K_d(每g干树脂上吸附元素的量和与其平衡的1 ml溶液中该元素的量的比值)表示,而K_d=iE/ρ[i为树脂层的空隙率(0.38),ρ为湿树脂的密度(～0.45g干树脂/ml),E是淋洗常数,即淋洗平衡时,溶质在每块理论塔板上固液相之间的分配系数]与E直接有关。因此K_d是预期元素柱行为的一个重要参数。文献中有关阴离子交换的报道很少。Kraus给出了若干元素     

用循环活化和缓发中子计数法测痕量铀

采用10次循环活化和测量缓发中子法测定铀含量,使原测量装置对天然铀的探测极限优于5 ppb,测量一个样品的时间约为25 min。当样品含天然铀0.1ppm时,测量结果的相对误差小于5%。     

微型反应堆照射座内热中子通量谱的测定

一、基本原理用一组展开函数?_i(E)来表示所测的真实谱φ(E),典型的展开函数是一组N—1项的多项式,N是探测箔种类数。     

有源符合中子法测量材料中的高浓铀

研究了有源符合中子法测量不同试样中高浓铀的方法和技术。将１个高计数率符合中子计数器改装为有源井型符合中子计数器装置，测量由Ａｍ－Ｌｉ中子源发射的中子诱发物料中的２３５Ｕ裂变时产生的裂变中子，以确定物料中２３５Ｕ含量。用Ｕ３Ｏ８粉末工作样品进行了探测效率刻度，在５００ｇＵ３Ｏ８粉末范围内，以快中子方式测量的刻度曲线近似线性。实测了含铀粉末不同形态、氧化程度各异的多种试样，给出了试样的形态、密度、碳含量及轴向和径向分布不均匀性等因素引起的各种误差，并进行了实验校正。实验结果表明：测量误差在４％—１１％之间，大部分数据与常规重量法在９％内符合。试样中碳含量对测量结果影响较大。     

用包镉热释光剂量计测量热中子剂量当量

本文叙述了在环境辐射监测中用包镉热释光剂量计(TLD)测量热中子剂量当量的方法。用这种方法,剂量计的标定不需要用反应堆热中子源而可用~(60)Co_γ源代替,并可用公式 H=(R_N)/(153·R_(γ1)·F)计算热中子剂量当量 H(S_ν),其中 R_N 为 TLD 对热中子的响应,R_γ为 TLD 对1R~(60)Co-γ照射量的响应,F 是对包镉尺寸的修正因子。     

利克计数器对热能和中能中子响应的测定

本工作测量了利克计数器对热能和中能中子的响应。中子源包括反应堆热柱、过滤中子束(0.186,24.4及144千电子伏)和~(124)SbBe 源。对于24.4千电子伏过滤中子束和 SbBe 源,本工作的结果与文献报道的数据很好地符合,但对热中子得到的结果比报道的数据约大1倍。除20千电子伏附近的一小段能区外,文献报道的用蒙特卡罗法计算的理论响应普遍低于本实验值,仅当乘以系数1.4时,才与实验值较好地符合。     

二氧化铀热导率的气孔效应

本工作测量了气孔率为2.10,3.47,4.32,5.84,和8.67%的UO_2在573—2273K温度范围的热扩散率。算出了相应的热导率。基于UO_2的热传导模型,求得了热导率与温度、气孔率的关系式。与改进的Maxwell-Eucken气孔效应修正式对照,推算了气孔系数的表达式,还给出了UO_2的德拜温度。