90Sr在SuperLig®620固相萃取颗粒上的吸附性能研究

为了建立SuperLig^®620分离水中⁹⁰Sr的方法,研究了接触时间、硝酸酸度、柠檬酸铵浓度、干扰核素等对⁹⁰Sr在SuperLig^®620固相萃取颗粒上分配系数K_d的影响。在0.1 mol/L HNO₃介质中,接触时间大于30 min时,K_d大于1 000 mL/g。在c(H⁺)＞1 mmol/L时,SuperLig^®620不吸附¹³⁷Cs、²³⁹Pu、⁹⁰Y,但可吸附¹³³Ba。通过调节解吸时柠檬酸铵的浓度,可排除¹³³Ba对⁹⁰Sr分离的干扰。研究了SuperLig^®620色层柱分离水中⁹⁰Sr的方法,将样品调节至0.1 mol/L HNO₃上柱,首先用10V_c（柱体积V_c＝0.1 mL）0.1 mol/L HNO₃洗涤杂质,然后依次用9V_c 0.1 mol/L柠檬酸铵、13V_c 1.8 mol/L柠檬酸铵解吸⁹⁰Sr、¹³³Ba。该流程对⁹⁰Sr的回收率大于99%,对主要干扰核素的去污因子大于3×10³,适用于环境水中⁹⁰Sr的分析。     

用于储氢材料的碳/掺杂碳气凝胶研究

通过溶胶凝胶工艺,以间苯二酚和甲醛为原料,采用常压干燥法制备有机气凝胶和金属掺杂有机气凝胶;在氮气保护下,经1050℃高温碳化获得碳/掺杂碳气凝胶;通过CO₂活化工艺优化样品微结构、提高其比表面积,获得了比表面积达2582m²/g的碳气凝胶样品。使用比表面积与孔隙度分析仪、扫描电镜（SEM）、透射电镜（TEM）、X射线衍射仪（XRD）对样品微观结构和气体吸附性能进行表征。通过溶胶 凝胶工艺实现了过渡金属的均匀掺杂,并研究了金属掺杂对碳气凝胶微结构特性的影响。结果表明,适当的金属掺杂可提高样品的比表面积和微孔体积。     

加速器质谱法测量含铀微粒中铀同位素比的方法研究

准确测定含铀微粒同位素比在核保障中有重要的应用价值。本文采用将含铀微粒溶解并加入高纯Fe粉烘干的方法制样,采用中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器质谱测量靶样中的同位素比。通过对CRM铀系列同位素标准样品的分析表明,该方法可测定高于10^-5的²³⁶U/²³⁸U同位素比;对于²³⁵U/²³⁸U同位素比在10^-4～10^-1范围内的含铀微粒,²³⁵U/²³⁸U同位素比相对扩展不确定度均小于10%。     

ESR法研究pH值对Pt催化N2H4断键的影响机制

为明确酸性条件下Pt催化N₂H₄还原U（Ⅵ）制备U（Ⅳ）的反应历程和反应机理,有针对性地提高其反应速率、优化工艺流程,本文采用电子自旋共振(ESR)法实验研究•NH2转化为•OH的机理及0.25 mol/L和0.5 mol/L N₂H₄浓度条件下不同酸度的高氯酸体系中Pt催化N₂H₄分解过程中产生的自由基,确定反应过程中pH值对N₂H₄断键的影响机制。结果表明,在高氯酸介质中,Pt催化N₂H₄分解反应体系中检测到的•OH是由N₂H₄分解产生的•NH₂转化而来;该反应体系中酸度会对N₂H₄分解产生影响,在酸度逐渐降低的过程中Pt催化N₂H₄分解的反应速率表现为先增大后减小的趋势,其中在pH=1～2之间时Pt催化N₂H₄分解反应最为迅速。     

Pb/B4C/BPR复合材料的线膨胀系数与力学性能

铅/碳化硼/硼酚醛树脂(Pb/B4C/BPR)是一种新型屏蔽复合材料,具有较好的耐高温性能,在辐射屏蔽领域有重要应用。本文系统研究了该复合材料中Pb粉添加量（体积分数）、Pb粉粒径、Pb粉表面处理(SiO₂包覆)对其线膨胀系数和力学性能的影响规律。结果表明：Pb粉添加量为36%、粒径为38 μm时,复合材料具有最小的线膨胀系数与优异的综合力学性能;Pb粉表面包覆适量的SiO₂可有效减小Pb粉颗粒和B₄C颗粒之间的密度差异,不仅显著降低了复合材料的线膨胀系数,还提高了其拉伸强度、弯曲强度和冲击韧性,但Pb粉表面包覆过多SiO₂将导致复合材料的线膨胀系数增加,拉伸强度、弯曲强度和冲击韧性降低。     

气固反应的同步辐射X射线衍射原位表征装置研制

腐蚀性气体参与的气固反应,其同步辐射原位X射线衍射（X-ray Diffraction,XRD）表征需要使用防腐蚀和泄露的装置。为此研发了两种用于气固反应XRD表征的原位装置,分别通过液体挥发和固体热处理来产生反应气体,具有装置结构紧凑、可拆卸和重复利用等优点,解决了特定气固反应原位XRD表征的需求。其中,基于液体挥发产生反应气体的原位装置适用于室温近常压气固反应,气体与固态样品发生反应可以通过精确控制液体的注入来控制反应的起始时间;基于固体热处理的原位反应装置主体采用石英材料制作,包括石英反应池和石英X窗等,适用于光子能量在18 keV以上的原位X射线衍射表征,工作温度可达450℃。这些实验装置有助于推动同步辐射技术在化学反应原位表征中的应用。     

气-固分离前后裂变产物样品的γ能谱模拟

针对裂变产物气-固分离前后样品测量的预先评估需求,建立了相应的γ能谱模拟方法。采用修改独立产额数据库的方法实现了气-固分离前后裂变产物的活度计算,根据HPGe探测器测量γ能谱的原理推导了γ能峰面积计算公式,进而结合蒙特卡罗模拟软件和Power Builder10.0编程工具编制了模拟程序。利用该程序分别模拟了裂变产物无损测量和气体裂变产物测量能谱,结果与实测能谱基本相符。     

氧化铜气凝胶的制备与结构表征

以CuSO₄·5H₂O为前驱体,聚丙烯酸为分散剂,采用溶胶 凝胶法制备出铜基复合气凝胶,该气凝胶经高温热处理后得到氧化铜气凝胶。通过场发射扫描电镜（FESEM）、高分辨透射电镜（HRTEM）、X射线衍射（XRD）以及N₂吸附对气凝胶的结构进行了表征。结果表明：铜基复合气凝胶是由大量球状颗粒堆积而成的;经不同温度热处理,气凝胶逐渐由三维网络状结构转变为致密结构。XRD谱表明,该材料为无定形态,随处理温度的升高,气凝胶的晶型不断变化,并最终变为氧化铜气凝胶。N₂吸附结果表明,经不同温度处理后,气凝胶样品具有较高的比表面积。     

通过测量模拟样品中236U与238U原子个数比估算燃耗的探索研究

自然界中²³⁶U与²³⁸U原子个数比约10^-14,不同反应堆类型及核燃料辐照情况辐照后的核材料中²³⁶U与²³⁸U原子个数比不同,一般为天然²³⁶U与²³⁸U原子个数比的10⁷～10¹¹倍。通过测量环境样品中的²³⁶U与²³⁸U原子个数比可探知取样点附近进行过的辐照活动、环境污染的来源及对应核燃料的燃耗。本研究使用配制的模拟样品,建立了多接收电感耦合等离子质谱（MC-ICP-MS）技术测定²³⁶U与²³⁸U原子个数比的方法以及估算核燃料燃耗的工作方案,并与其他燃耗计算方法比较,燃耗的相对偏差约10%。     

气-固色谱法测定椰壳活性炭对CO_2载气中 Xe 的动吸附系数

本文介绍用国产 SP-2305E 型气相色谱仪测定了椰壳活性炭对 CO_2载气中 Xe 的动吸附系数。使用的检定器是热导池,色谱柱为φ4×240mm 的不锈钢管,柱内装60—80 目椰(二)-2型椰壳活性炭。载气中 CO_2含量～87%。实验分别以脉冲进样方式在15.5、31.5、50.5℃条件下和以连续进样方式在～16℃条件下共测定了四组 Xe 的动吸附系数。同时,还绘制了一组 Xe 的吸附等温线和吸附等容线,并求得该实验体系中 Xe 的吸附热为2820cal/mol。     

铀部件质量属性测量中的信噪比初步分析

利用蒙特卡罗程序对252Cf快电离室诱发不同质量金属铀部件的中子输运过程进行了模拟,获得屏蔽与直穿两种实验布局条件下252Cf快电离室与探测器之间的中子时间关联符合计数,初步评估测量过程中的信噪比,作为实验前端布局的重要依据。结果表明,两种布局下的信噪比均与铀部件质量成正比,直穿布局下的信噪比较高。     

快中子反应堆增殖特性最优化分析

本文根据快中子反应堆生产电能的要求,把堆芯产生最大功率的问题描述为一个最优控制问题,求得最优中子通量分布。在此前提下,又根据采用氧化物燃料(UO_2-PuO_2)的快堆。在燃料循环周期内,增殖比在初始增殖比基础上随燃耗加深而逐渐下降的特点,用最优化方法解决了初始增殖比达到最大值的问题,为快堆设计提供了理论依据。     

An Apparatus for Isotopic Ratio Measurement in UF5 Formed by Infrared Multiphoton Dissociation of UF6 in Molecular Beam

A Separation factor was measured in isotopically selective infrared multiphoton dissociation (IRMPD) of supercooled UF₆ in a supersonic expansion by multiphoton ionization (MPI) and time-of-flight mass spectrometry (TOFMS). A pulsed free-jet nozzle was used to generate a UF₆-molecular beam seeded in Ar (–10^?7 Torr in UF₆ partial pressure). Two-frequency ρ-H₂ Raman laser beams around 16μm were used for the dissociation of UF₆ under collisionless conditions in the molecular beam where the flow velocity for UF₆ is about 500m/s. The ²³⁵U/²³⁸U isotopic ratios in nascent UF₅ photoproducts were determined by selective MPI of UF₅ at 532 nm followed by TOFMS with a mass resolution as high as 1200. A separation factor of about 2 was observed under the experimental conditions chosen for the demonstration of this method.     

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。     

EAST-ICRF传输线驻波电流测量

为了测量托卡马克放电期间离子回旋加热系统的传输线电流值,利用电流探针搭建了传输线电流测量系统。对传输线电流测量原理进行简单介绍,并对电流探针的特性进行分析研究,确保电流探针的性能。将实验中用电流探针测得的传输线电流值与电压探针拟合计算得到的传输线电流值进行了对比,验证了传输线电流测量系统的可靠性。     

基于盲源分离算法的压水堆松动件信号提取方法

压水堆一回路松动件状态监测系统的关键环节在于如何从复杂背景噪声中提取松动件冲击信号。利用基于最大信噪比的盲源分离算法,将压水堆背景噪声和松动件冲击信号从观测到的混合信号中分离,并利用相似系数对该算法的分离效果进行了评估。根据该算法,当分离信号之间关系均独立时,信噪比函数取得最大值。研究结果表明,该算法可高效、准确地实现压水堆一回路松动件冲击信号和背景噪声信号的分离。     

新碳氧比求含油饱和度的方法

基于新碳氧比和常规碳氧比值及地层孔隙度值，分别采用求含油饱和度的新方法和常规方法，计算含油饱和度随地层深度的变化曲线和数值。比较所得结果得出，用新碳氧比和新的求含油饱和度方法的计算结果与实际测量值一致，是目前结合最好的求含油饱和度的方法。      

一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。     

Measurements of Reaction Rates in Zone-Type Cores of Fast Critical Assembly Simulating High Conversion Light Water Reactor

Measurements of reaction rates have been performed in three uranium-fueled zone-type cores of the FCA constructed for a series of experiments on a high conversion light water reactor (HCLWR). These cores possess central test zones of different fuel enrichments and moderator to fuel volume ratios. Radial and axial fission rates of 236U, 239Pu, 238U and 23,Np were measured in each test zone by means of the micro-fission counter traverse. A region where the fundamental mode spectrum is established in the test zone were determined by utilizing these fission rate distributions. Central reaction rate ratios relative to the 235U fission rate were obtained from the measurements by the micro-fission counters and metallic uranium foils to examine changes in the reaction rate ratios among the three cores.

The measured data were analyzed by the SRAC code system on the basis of the nuclear data file JENDL-2. The calculated fission rate distributions agree well with the experimental results for the all cases. The results of reaction rate ratios show that the calculations over- predict the experimental values of the 238U capture/235U fission and 238U fission/235U fission rate ratios in the three cores.     

离子色谱分离-峰面积比值法测定核燃料元件中的钚

建立了用离子色谱法和峰面积比值法分离U并测量核燃料元件中钚的方法。该方法可以消除铀等基体的干扰,色谱条件在一定范围内变化时对测量结果无影响。在一定色谱条件下,通过实验获得相同含量的钚铀峰面积之比后,实际测量时可不采用钚标准溶液对仪器进行校准。方法的检出限为0.05 mg/L。该方法适用于各种乏燃料元件中钚含量的测定。