基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

《核化学与放射化学》1984年(第6卷)总目录

题目作者期页 SMeV中子诱发:,。U裂变时几个核素累计产额的绝对 测定裂变产额组3183 一些核素光核反应产额的测定方奕兵苏峙鑫潘企元 苗林焦小奇穆风荣4189 14 .gMeV中子诱发”SU裂变时几个核素累积产额的 绝对测量裂变产额组422乡 *** U(五)一U(万)氧化还原排代色谱学的研究I,     

5MeV中子诱发~(238)U裂变时几个核素累计产额的绝对测定

引言 对14MeV中子诱发~(238)U裂变的质量分布已做了很多研究,这是因为氘-氚聚变反应(D T→n α)提供了一个极好的14MeV的单能中子源。但对其它单能中子诱发~(238)U裂变的质量分布研究得就不够充分,已报道的结果中有些彼此分歧较大。我们用放化法测量了D(d,n)~3He反应产生的5MeV中子诱发~(238)U裂变时几个核素的绝对产额。     

《核化学与放射化学》1979—1980年总目录

题目作者卷(期)页热中子和裂变谱中子诱发“35U裂变时几个核素累计产额的绝对原子能研究所裂变产额组2(1)1 测量14.7 Mev中子引起’38U裂变的电荷分布李文新孙彤玉孙秀华 张天梅郑蔓芜董夭荣 傅民2(1)9。一经基异丁酸阳离子交换色层法分离Am,Cm,Cf和Y李文新郭自慧牛芳 孙还坚杨振国2(2)65235U热(慢)中子裂变碎片在水中的射程顾华巢志瑜盛正直 王理玉冯锡璋2(2)70卤素热原子化学中添加剂的作用工.懊苯、氟苯一胺体系的。,刘元方傅克坚李旺长 n)核反应王通2(2)76Ge(Li)直接尹能谱法测定裂变谱中子及热中子诱发235U裂变王豫生唐甫楠周玲 …     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

《核化学与放射化学》1982年(第4卷)总目录

题目作者期页之,ZCf自发裂变中子诱发235U裂变时几个核素裂. 变产额的绝对测定原子能研究所裂变产额组1 44D一T中子诱发‘’Cu(n,Zn)“Cu,”AI(n,a)2.Na 核反应中剩余核在靶中前、后冲平均投影射程 的测定郭应焕赵珍兰张景烈罗世华 黄忠祥杨瑞瑛江泳冯锡璋4 234核磁共振法测定烷基麟酸一硝酸铀酞体系的配位 体交换反应速度常数及热力学函数宁永成陈智谭美英杨启文 冯玉萍赵义云11磷酸三丁醋(TBP)和了基麟酸二丁醋(DBBP) 协同萃取硝酸铀酞的研究张素贞张国维17用二苯并一18一冠一6一甲酸一盐酸作淋洗剂离子交换 分离碱金属杨恩波徐永…     

3MeV中子诱发~(238)U裂变的质量分布

本文叙述了用放化法和Ge(Li)直接γ能谱法测量3MeV中子诱发~(238)U裂变的裂变产额。测得了38个核素的产额值,其中9个核素的产额尚未见文献报道。用实验值描绘出的质量-产额曲线下的总产额为200.2％。在重峰A=134处存在精细结构峰,在轻峰A=101-103处观测到一小峰。     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

高放废物地质处置近场核素迁移计算

以我国高放废物地质处置初步概念设计为背景,分析了高放废物地质处置系统中近场核素迁移的基本途径。初步建立了放射性核素近场迁移的概念模型和数学模型,并采用库室模型方法,利用Goldsim通用软件模拟了在参考景象下放射性核素从近场的释放迁移,给出核素从近场的释放率结果。采用日本的概念设计和参数值,利用建立的模型进行了计算,与日本原子能机构JAEA给出的H12报告(使用MESHNOTE程序计算)的结果进行了比较,两者基本吻合。最后提出了需要进一步研究的内容。     

~(252)Cf自发裂变中子诱发~(235)U裂变时几个核素裂变产额的绝对测定

引言 在燃耗测量工作中,常应用质量产额曲线峰上的裂变产物核素作为监测体。一般说来,这些核素的裂变产额随入射中子能量的变化不灵敏。但是~(99)Mo的情况比较复杂。文献中~(235)U热中子裂变的产额数据相互符合得较好,但是裂变谱或快堆谱诱发裂变时,数据比较混乱,     

认识核弹

核装置的物理原理 核弹涉及强力和弱力,这两种力使原子核成为一个整体,尤其是那些有不稳定原子核的原子。原子能从原子中释放出来有两种基本方式: 核裂变——你可以用一个中子将一个原子核分成两个更小的碎块。这种方法通常涉及到铀的同位素(铀-235,铀-233)或钚-239。 核聚变——你可以将两个较小的原子——通常是氢或氢的同位素(氘、氚)——结合形成一个较大的原子(氦或氦的同位素);太阳就是这样产生能量的。 在裂变或聚变这两个过程中,都会释放出大量的热能和辐射。 核弹的设计 要制造一枚核弹,需要有: 用作裂变或聚变燃料的原材料; …     

第五不稳定核素系及其特性

将４个分别以２３８Ｕ、２３２Ｔｈ、２３５Ｕ和２３７Ｎｐ为母体的，由于内因的放射性衰变作用而形成的不稳定核素系加以剖析，并分析其成系所遵循的规律，发育阶段和进入平衡阶段后所显出的特性等。以此作为参照样本，分析了２３８Ｕ（或２３２Ｔｈ）在核反应堆的中子通量连续作用下所产生的各代衍生核素的演化过程，并得出完全符合形成不稳定核素系的条件。为此特称之为第五不稳定核素系。它在达到平衡阶段时所显现的特征为：全系核素在外因作用下（即堆中子的作用下）所导致的原子损耗几乎全部转化为裂变产物。     

日本核能发展大事记

1951年5月日本放射性同位素协会成立。1954年4月日本科学委员会正式声明拒绝核武器并“制定三原则”。1955年10月三菱原子动力委员会成立(1958年改成三菱原子动力工程产业公司)。12月三个原子能法(原子能基本法,     

~(235)U和~(238)U裂变率分布测量应考虑的因素

用箔片活化法测量堆内235U和238U裂变率时,由于探测箔内待测核素的富集度不是特别高,铀箔辐照后,测到的某个γ射线能量(如1596keV)的计数来源于这两种核素(235U和238U)核裂变产生的相同裂变产物(140La),即测量中不可能单独测量235U或238U裂变产生的140La的γ射线的计数。其结果     

铀裂变在中子活化分析中的干扰及其修正方法

中子照射稳定核素产生的放射性核素,其中有些与铀的裂变产物中的放射性核素是相同的,例如由(n,γ)反应产生的放射性核素:~(140)La、~(141)Ce、~(143)Ce、~(147)Nd等几十种核素都可在铀的裂变链中找到。因此,如果样品中含有铀,就会干扰这些核素的测定。地质样品中的花岗岩,其平均铀含量是3～4ppm;主要类型沉积岩中铀含量也在0.1～10ppm;铀在水中含量为1.5～8μg/l;就是在正常人的血液中还含铀0.9～1.8ng/l。因此,用中子活化分析测定质量数为70～160之间的核素时,必须注意裂变产物的可能干扰。     

熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。     

快堆伪裂变产物截面和角分布的计算

为满足我国示范快堆研究的需要并解决以往伪裂变产物截面数据偏小的问题,需重新研制一种制作伪裂变产物数据的方法,为制作多个裂变核的伪裂变产物全套中子数据提供基础。本文用浓度加权求和的方法计算伪裂变产物截面、微分截面和双微分截面。在挑选核素的过程中提出贡献法,即利用裂变率加权产额和吸收截面(反应道MT=27)得到产物核对反应堆的贡献值,从而量化了挑选核素的过程,提高了计算的准确性。最后以CENDL_NP库为主要数据来源,TENDL库数据为补充,制作出了一套~(235) U的伪裂变产物截面数据,通过与以往计算结果比较证明了上述方法的优越性和实用性。     

142La半衰期的测定

142La是核燃料裂变燃耗测定用的重要核素,但其半衰期的文献值差异很大.本文详细阐述了用阱式HPGe探测器质量接续法和同轴型HPGe探测器连续跟踪法测定142La半衰期的原理和过程,测定结果为(90.78±0.16)min.     

裂变产额法刻度浸于铀溶液中SSTD的效率因子

本文建立了裂变产额法用以刻度浸于铀溶液中的固体径迹探测器记录裂变碎片的效率因子.这个方法基于测量一些裂变产物核素的强度,并应用文献中准确已知的裂变产额值计算出铀溶液中发生的裂变数。测量的裂变产物为~(91)Sr,~(92)Sr,~(99)Mo.~(13)Te,~(130)Ba。~(140)Ba 6种核素,实验测定了聚碳酸酯记录裂变碎片的效率因子K_(wet)为(8.52±0.0j)×(10~-)_cm。这个值和应用?Cf自发裂变刻度的结果很好地符合.     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的辐照史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有下述特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中子俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Wd获得燃耗结果的修正量分别为 0.29%, 16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。